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Sample records for fonctionnement des reacteurs

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1958-07-01

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

  4. 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

  5. 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

  6. 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)

  7. 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)

  8. 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)

  9. 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.)

  10. 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)

  11. 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

    classique a trois etages (pressions 10,3: 2 et 0,5 kg/cm{sup 2}). On peut condenser la vapeur, en cas d'arret d'un groupe turbo-alternateur, sans modifier le regime de la pile. Des circuits annexes servent a assurer une epuration continue du CO{sub 2}, son stockage et sa vidange. La commande du reacteur est assuree par la manoeuvre de 49 barres en carbure de bore. La regulation de l'ensemble a pose des problemes difficiles dont les solutions seront completees par l'experience du fonctionnement. Des conferences speciales seront consacrees aux elements de combustibles et a la detection des ruptures de gaines. (auteur)

  12. 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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1968-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1960-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1955-07-01

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

  16. 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)

  17. 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.

  18. 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

  19. 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)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-07-01

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

  1. Pratiques et fonctionnements des structures de gestion de la foret ...

    African Journals Online (AJOL)

    L'objectif de cette étude est d'analysé le fonctionnement de ces structures de gestion de la forêt classée de Pénessoulou. Pour atteindre cet objectif, nous avons mis en exergue les techniques et outils propres à une recherche qualitative. Ainsi, les données sont recueillies sur la base de la recherche documentaire, des ...

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1958-07-01

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

  4. 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

  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. Gas detectors for thermal neutron at high counting rates; Etude des detecteurs a gaz pour neutrons thermiques fonctionnant en collection de courant

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Mai, V Q [Commissariat a l' Energie Atomique, Grenoble (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1965-09-01

    After reminding of the current pulse formation theory in a cylindrical shape counter with and without gas multiplication, one gives the schemes of pulse amplifier and level discriminator which have allowed to verify the above calculations and to make clear the part at high counting rates of the space charge in proportional counters. The theory of that phenomenon is given in chapter V I at last, one gives the results obtained in a nuclear reactor with a counting-channel built with the above electronics circuits. (author) [French] Apres avoir rappele la theorie de la formation de l'impulsion de courant dans un compteur a geometrie cylindrique, fonctionnant sans et avec multiplication de charge, on etudie l'amplificateur et le discriminateur qui ont permis de verifier experimentalement les calculs precedents et de mettre en evidence l'action de la charge d'espace dans les compteurs proportionnels fonctionnant a tres fort taux de comptage. Une theorie de ce phenomene est donnee au chapitre VI; on indique enfin les resultats obtenus dans un reacteur avec une chaine de comptage utilisant les circuits electroniques precedents. (auteur)

  7. 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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-02-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1956-07-01

    Radiation hazards near uranium reactors may be divided in two groups. Hazards when the reactor is normally operating: {gamma} radiation from hot uranium or air contamination by fission gases, {gamma} radiation or contamination by the coolant (air, nitrogen, heavy-water), {gamma} radiation from radioisotopes. Hazards in the case of an accident: presence of hot uranium in the atmosphere, soil contamination. (author) [French] Les dangers d'irradiation aupres des piles a uranium sont a classer essentiellement en deux groupes. Les dangers existant aupres d'une pile exploitee normalement: irradiation {gamma} par l'uranium irradie ou contamination de l'air par des gaz de fission, irradiation {gamma} ou contamination par les fluides de refroidissement (air, azote, eau lourde), irradiation {gamma} par les radioelements fabriques. Les dangers en cas d'accident survenant a un reacteur en fonctionnement, ayant pour consequence : la presence dans l'air d'uranium irradie, la contamination du sol. (auteur)

  10. 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

  11. 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)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-10-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1961-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1960-07-01

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

  15. 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)

  16. 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

  17. 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

  18. 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

  19. 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)

  20. 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

  1. [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

  2. 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)

  3. Some particular problems put by operating experimental reactors; Quelques problemes particuliers poses par le fonctionnement des piles laboratoires

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1960-07-01

    On basis of a six years experience in operating research reactors, the authors explain, first, the difference in their utilization between these piles and another similar ones and, after, in consequence, they set off corresponding servitudes. These servitudes put very particular problems in operating itself, maintenance, modifications or additions on these apparatus. (author) [French] Les redacteurs se basant sur six annees d'experience dans l'exploitation de reacteurs de recherche, exposent tout d'abord les differences d'utilisation entre ces engins et d'autres appareils fonctionnellement similaires et font ressortir, par voie de consequence, les servitudes correspondantes. Ces servitudes posent des problemes tres particuliers dans les domaines de l'exploitation proprement dite, de l'entretien, des modifications ou adjonctions apportees a l'ensemble. (auteur)

  4. 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)

  5. 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

  6. [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

  7. 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

    'accelerer les bulles de vapeur vers le vortex axial dans lequel elles sont collectees; le debit de vapeur est alors evacue vers le systeme exterieur d'utilisation thermique, par exemple un echangeur du type condenseur-bouilleur. La vitesse d'entree de l'eau dans le reacteur etant un des parametres importants du fonctionnement, il est utilise une alimentation par bache spirale, ce qui permet de regler cette vitesse en grandeur et direction. (auteur)

  8. 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)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-03-15

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

  10. Some particular problems put by operating experimental reactors; Quelques problemes particuliers poses par le fonctionnement des piles laboratoires

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1960-07-01

    On basis of a six years experience in operating research reactors, the authors explain, first, the difference in their utilization between these piles and another similar ones and, after, in consequence, they set off corresponding servitudes. These servitudes put very particular problems in operating itself, maintenance, modifications or additions on these apparatus. (author) [French] Les redacteurs se basant sur six annees d'experience dans l'exploitation de reacteurs de recherche, exposent tout d'abord les differences d'utilisation entre ces engins et d'autres appareils fonctionnellement similaires et font ressortir, par voie de consequence, les servitudes correspondantes. Ces servitudes posent des problemes tres particuliers dans les domaines de l'exploitation proprement dite, de l'entretien, des modifications ou adjonctions apportees a l'ensemble. (auteur)

  11. 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

  12. 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)

  13. 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

  14. INFLUENCE DES TEMPERATURES OPERATIONNELLES SUR LA PERFORMANCE D’UN REFRIGERATEUR SOLAIRE A ADSORPTION QUI FONCTIONNE AVEC LE COUPLE CHARBON ACTIF-METHANOL

    OpenAIRE

    H SOUALMI; Z SAADI; A RAHMANI

    2014-01-01

    Le séchage des produits alimentaires au soleil est un moyen efficace, facile et économique pour conserver les aliments, en particulier les fruits. Le séchoir solaire est l'équipement le plus populaire pour le séchage des fruits. En raison de la nature intermittente de l'énergie solaire, le stockage de l'énergie thermique est nécessaire pour assurer un fonctionnement prolongé du séchoir. L'objectif principal de cette étude est d'évaluer l'efficacité du séchoir solaire intégré avec un lit en gr...

  15. 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)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1968-07-01

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

  17. 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.)

  18. Thermal neutron flux measurements using neutron-electron converters; Mesure de flux de neutrons thermiques avec des convertisseurs neutrons electrons

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1968-07-01

    The operation of neutron-electron converters designed for measuring thermal neutron fluxes is examined. The principle is to produce short lived isotopes emitting beta particles, by activation, and to measure their activity not by extracting them from the reactor, but directly in the reactor using the emitted electrons to deflect the needle of a galvanometer placed outside the flux. After a theoretical study, the results of the measurements are presented; particular attention is paid to a new type of converter characterized by a layer structure. The converters are very useful for obtaining flux distributions with more than 10{sup 7} neutrons cm{sup -2}*sec{sup -1}. They work satisfactorily in pressurized carbon dioxide at 400 Celsius degrees. Some points still have to be cleared up however concerning interfering currents in the detectors and the behaviour of the dielectrics under irradiation. (authors) [French] On examine le fonctionnement de convertisseurs neutrons electrons destines a des mesures de flux de neutrons thermiques. Le principe est de former par activation des isotopes a periodes courtes et a emission beta et de mesurer leur activite non pas en les sortant du reacteur, mais directement en pile, utilisant les electrons emis pour faire devier l'aiguille d'un galvanometre place hors flux. Apres une etude theorique, on indique des resultats de mesures obtenus, en insistant particulierement sur un nouveau type de convertisseur, caracterise par sa structure stratifiee. Les convertisseurs sont tres interessants pour tracer, des cartes de flux a partir de 10{sup 7} neutrons cm{sup -2}*s{sup -1}. Ils sont utilisables pour des flux de 10{sup 14} neutrons cm{sup -2}*s{sup -1}. Ils fonctionnent correctement dans du gaz carbonique sous pression a 400 C. Des points restent cependant a eclaircir concernant les courants parasites dans les detecteurs et le comportement des dielectriques pendant leur irradiation. (auteur)

  19. 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

  20. 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)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

  2. 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

  3. 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)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-10-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1966-07-01

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

  6. 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

  7. 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

  8. 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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-03-15

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

  10. Determination of radioactive risks connected with the working of a nuclear plant; Evaluation des risques radioactifs lies au fonctionnement d'une installation nucleaire

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1960-07-01

    Numerous problems which are posed by the evaluation of the radioactive risks linked to the working of a nuclear plant are new problems which have not yet been satisfactorily solved. In these conditions this study must be considered only as a preliminary approach whose essential aims are the following: - development and synthesis of the existing data; - rapid determination of conservative and usable orders of greatness for the security factors, both for normal working and in the case of an accident. The most probable typical accidents are reviewed together with the nature of the resulting risks and the principal factors on which these risks depend. Among these factors, one of the most important is atmospheric diffusion which is studied in some detail using the analytic model due to Sutton. A logical graphical presentation increasing the flexibility in the use of the results and presents the responsible authorities with a flexible, practical and rapid means of evaluating the risks involved starting from a sufficiently general system of initial and simultaneously valid conditions (types of accident, atmospheric conditions). (author) [French] De nombreux problemes souleves par l'evaluation des risques radioactifs lies au fonctionnement d'une installation nucleaire sont des problemes nouveaux qui n'ont pas encore recu de solution satisfaisante. Dans ces conditions cette etude ne doit etre consideree que comme une premiere approche dont les objectifs essentiels sont les suivants: - mise au point et synthese de donnees existantes; - determination rapide d'ordres de grandeur conservatifs et utilisables de valeurs de securite, tant en fonctionnement normal qu'en cas d'accident. Les accidents types les plus probables sont passes en revue ainsi que la nature des risques qui en decoulent et les principaux facteurs dont dependent ces risques. Parmi ces facteurs, l'un des plus importants est la diffusion atmospherique qui fait l'objet d'une etude particuliere a l'aide du modele

  11. 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

  12. 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)

  13. 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)

  14. Organization and methodology applied to the control of commissioning tests to guarantee safe operation of nuclear units; Organisation et methodologie appliquees au controle des essais de mise en service pour assurer la surete de fonctionnement des tranches electronucleaires

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Clausner, J P; Jorel, M

    1990-12-01

    This paper describes the activities of the Safety Analysis Department (DAS), which provides technical support for the French safety authorities in the specific context of analysis and control of startup test programme quality at each of the different stages of the programme. These activities combine to ensure that the objective of the startup tests is reached, in particular that the functions of each safety-related system are guaranteed in all operating configurations, that the performance levels of all components in the system comply with design criteria and that defects revealed during previous tests have been dealt with correctly. The special case of French nuclear facilities, linked to unit standardization, has made it possible to acquire a large amount of experience with the startup of the 900 MWe units and has illustrated the importance of defining a startup test programme. In 1981, a working group, comprising operating organization and safety authority representatives, studied the lessons which had to be learned from 900 MWe unit startup and the improvements which could be made and taken into account in the 1300 MWe unit startup programme. To illustrate the approach adopted by the DAS, we go on to describe the lessons learned from startup of the first 1300 MWe (P4) units. (author) [French] Au sein de l'Institut de Protection et de Surete Nucleaire (IPSN), le Departement d'Analyse de Surete (DAS) constitue le support technique du Service Central de Surete des Installations Nucleaires (SCSIN) qui est l'autorite de surete francaise. A ce titre, il evalue les programmes d'essais de demarrage et emet un avis sur le traitement des problemes survenus au cours des essais. Pour ce faire, le DAS assure l'analyse du programme d'essais depuis l'elaboration des documents jusqu'a la montee du reacteur a sa puissance nominale. L'evaluation du DAS commence par une analyse approfondie des programmes de principe d'essais (PPE) qui sont etablis par Electricite de France (EDF

  15. 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)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

    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

  17. 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

  18. The Performance of Major Plant Items at Calder Hall; Fonctionnement des elements principaux de la centrale de Calder Hall; Kharakteristika osnovnykh uzlov ustanovki v Kolder-Kholle; Rendimiento de los principales elementos de la central de Calder Hall

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Desbruslais, E. L. [United Kingdom Atomic Energy Authority, Seascale, Cumberland (United Kingdom)

    1963-10-15

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

  19. 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)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-07-01

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

  1. 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)

  2. 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

  3. 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)

  4. Fonctionnement transitoire et controle de la richesse des moteurs à allumage commandé à injection multipoint Transient Operation and Air-Fuel Ratio Control of Spark-Ignition Port-Injected Engines

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Le Moyne L.

    2006-12-01

    Full Text Available Sur les moteurs à allumage commandé à injection multipoint on observe des désadaptations de richesse lors de fonctionnement transitoire. Ces désadaptations sont dues au dépôt, sous forme de film liquide, du carburant injecté dans le collecteur. Elles peuvent être compensées par une gestion adéquate de la masse injectée. Ainsi, afin d'obtenir la masse de carburant qui maintient la richesse constante, nous avons développé un modèle bidimensionnel des écoulements dans le collecteur au cours du cycle moteur. Ce modèle décrit l'écoulement des gaz frais, des gouttes injectées, des gaz brûlés refoulés vers l'admission et du film sur les parois, sur le principe de la séparation des phases. Nous montrons que le modèle reproduit correctement le signal de richesse et comment il permet de supprimer les désadaptations. La mesure de richesse est faite à l'échappement avec une sonde à oxygène dont nous validons le fonctionnement en transitoire avec une corrélation à la pression maximale du cycle dans le cylindre. Air-fuel ratio excursions are observed on port-injected spark ignition engines during transients. This excursions result from the liquid fuel film deposited on intake port. They can be compensated by controlling the injected fuel mass. In order to have the amount of fuel that keeps air-fuel ratio constant, we have developed a 2D model of flows in the intake port during engine cycle. This separate phases model describes the flow of fresh gases, injected droplets, hot burned gases and film on port walls. We show that the model effectively predicts the equivalence ratio and how it allows to eliminate excursions. Equivalence ratio measures are made with an oxygen sensor which functioning is validated during transients by correlating it to maximal pressure during engine cycle.

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-10-15

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

  6. 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

  7. 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

    choisi soit des montages exponentiels, soit des assemblages critiques non empoisonnes, soit des maquettes de puissance nulle, soit des experiences in situ pour obtenir les donnees necessaires, et indiquent quel role ont joue les travaux analytique' complementaires. Ils montrent, par des exemples precis, dans quelle mesure on peut obtenir des donnees sur la physique d'un reacteur avant son fonctionnement en puissance. Ces donnees comprennent la marge d'arret, l'excedent de reactivite pour les besoins de l'exploitation, les coefficients de temperature, l'efficacite des barres de reglage et de securite, la cinetique du reacteur, le regime de la production d'energie, les conditions a remplir en ce qui concerne la source pour le demarrage et la sensibilite des appareils, les besoins en matiere de protection et l'economie des neutrons. Cet expose des experiences faites recemment a la puissance zero montre que par le passe le Laboratoire national d'Argonne s'est largement fonde sur les systemes exponentiels et critiques pour mener a bien ses travaux dans le domaine des etudes de reacteurs. Les auteurs donnent une indication sur le role futur de ces systemes en resumant brievement les programmes de travaux, en cours d'execution ou en projet, au moyen des reacteurs de puissance zero qui existent actuellement a Argonne et de ceux que le Laboratoire se propose de construire. (author) [Spanish] Con el reactor de potencia nula de Argonne se han investigado los diseflos de numerosos reactores de investigacidn, de potencia, de propulsion, de produccion, de isotopos y de ensayo de materiales, habiendose obtenido los datos de caracter fundamental correspondientes en los conjuntos asociados-exponenciales y criticos sin envenenamiento. Con el fin de describir los experimentos mas recientes y demostrar el gran nuemero de datos sobre fisica de reactores que pueden obtenerse en sistemas de flujo debil, los autores exponen los siguientes programas experimentales: 1. Estudio de las propiedades

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

    OpenAIRE

    Wegmann , Grégory

    2003-01-01

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

  9. 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)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1959-07-01

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

  11. Rapsodie; Rapsodie

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Vendryes, G [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires; D' Ayguevives, Ch [Groupement Atomique Alsacienne Atlantique (France); Sahl, W [Association Euratom-CEA Cadarache, 13 - Saint-Paul-lez-Durance (France)

    1964-07-01

    interesting studies were carried out on the safety of Rapsodie, and in particular scale models (1/3 and 1/10) were used to estimate the damage caused by the theoretical maximum nuclear accident. The construction of the reactor was started in the autumn of 1961. The industrial architects are the Groupement Atomique Alsacienne Atlantique (G. AAA). A brief outline of the current situation in the construction will be given. (authors) [French] Rapsodie, le premier reacteur a neutrons rapides construit on France dans le cadre d'une Association entre Euratom et le CEA, repond a un triple but: - Il servira d'abord de reacteur experimental dont on etudiera en detail le comportement en regime statique et dynamique, - Les enseignements retires de sa construction et de son fonctionnement serviront a developper la technologie des futurs reacteurs industriels a neutrons rapides. - Son flux de neutrons rapides sera suffisant pour lui permettre de servir aux essais sous irradiation d'elements combustibles pour les reacteurs a neutrons rapides suivants. Rapsodie ayant deja fait l'objet de descriptions, on se contentera d'en faire ici une presentation tres breve en insistant sur les points particulierement significatifs et sur les recentes modifications du projet. Seront successivement evoques: - les principales caracteristiques neutroniques et thermiques, - les assemblages combustibles et fertiles, - le bloc pile et les circuits de refroidissement, - les principaux moyens de manutention des assemblages, - les principes et moyens qui regissent la conduite et la surete du reacteur. La construction du reacteur a ete precedee par la realisation de maquettes en vraie grandeur de ses parties essentielles comprenant notamment: - un circuit complet de sodium do 10 MW, prototype des deux circuits qui equiperont le reacteur, - une maquette du bloc pile (cuve, fermeture superieure, structures internes du coeur et de la couverture), munie d'un circuit de sodium special permettant d'effectuer des essais d

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-06-15

    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

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

    OpenAIRE

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

    2015-01-01

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

  14. 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

  15. Le facteur humain et la sûreté de fonctionnement dans le ...

    African Journals Online (AJOL)

    Notre contribution porte sur le rôle fondamental du facteur humain dans le management intégré des risques d'une part et du rôle déterminant qu'il peut avoir à jouer pour que la sûreté de fonctionnement réponde à sa propriété d'autre part. Un rôle illustré à travers une analyse de risque dans un complexe de Gaz Naturel ...

  16. 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

    verifier les methodes theoriques elaborees pour etudier des coeurs de reacteurs heterogenes. Ces methodes theoriques, utilisees jusqu'a ce jour, sont connues sous les noms dr 'hetrecontrol' et de 'FTD2'. Les experiences avaient pour but de verifier dans le detail les caracteristiques de ces methodes; on a analyse les mesures faites sur plusieurs coeurs de 'reacteur' de differentes dimensions dans les installations APEX et HERO pour determiner une serie coherente de constantes de reseau concordant avec les resultats des experiences. A ces constantes purement empiriques, on a applique ensuite les methodes <> et 'FTD2' pour preparer la mise en service sans accord d'AGR et le choix du regime de chargement de ce reacteur. Le memoire enumere les techniques experimentales qui ont ete essayees et celles qui ont ete elaborees pour resoudre certains problemes qui se presentaient. Particulierement interessantes sont les methodes ayant pour but de mesurer les effets sur la reactivite dans les installations APEX, HERO et AGR, et de determiner les donnees relatives a la structure fine ainsi que la repartition de la puissance dans les assemblages complexes. Les recherches theoriques actuelles et futures sont axees principalement sur la mise au point d'une methode capable de remplacer 'hetrecontrol' et 'FTD2' pour les etudes sur des coeurs de reacteur apres qu'une bonne partie du combustible a 'brule'. Le programme d'experiences avec l'installation HERO a pour but de verifier ces methodes au moyen de coeurs complexes contenant du plutonium. On compte obtenir des renseignements supplementaires sur l'effet du plutonium au cours du fonctionnement d'AGR et a la suite de mesures de physique sur le combustible irradie. (author) [Spanish] La memoria describe los trabajos experimentales y teoricos que se han ejecutado durante el diseno, el desarrollo y la puesta en marcha del reactor AGR de Windscale y para facilitar el desarrollo de nuevos tipos de reactores refrigerados por gas

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1961-07-01

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

  18. Bio-indicateurs de la fertilité des sols et la perception paysanne à l ...

    African Journals Online (AJOL)

    SARAH

    30 mai 2015 ... d'identifier des bio-indicateurs des sols fertiles et des sols dégradés selon la perception paysanne et des paramètres ..... effet, une augmentation du stock hydrique du sol à ... Fonctionnement et gestion des écosystèmes.

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1967-09-15

    son acquisition a l'exterieur, ce qui permet de faire une bonne approximation et d'eliminer la grande inconnue du prix de marche du plutonium dans les decennies a venir. Etant donne pour ce systeme une politique d'implantation de centrales nucleaires, c'est-a-dire un ensemble de decisions d'installer des centrales de type et de puissance donnes a des dates donnees, les techniques de programmation lineaire permettent d'optimiser l'utilisation du plutonium produit de facon a minimiser le cout total actualise de la production cumulee d'energie electrique pendant une periode determinee. Une etape ulterieure est l'optimisation, par des techniques differentes, non seulement de l'utilisation mais aussi de la production de plutonium, et cela en choisissant les types de reacteurs a installer dans les differentes centrales. (author)

  20. 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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

  3. Production of artificial radioelements; Production des radioelements artificiels

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1960-07-01

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

  4. INFLUENCE DES TEMPERATURES OPERATIONNELLES SUR LA PERFORMANCE D’UN REFRIGERATEUR SOLAIRE A ADSORPTION QUI FONCTIONNE AVEC LE COUPLE CHARBON ACTIF-METHANOL

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    H SOUALMI

    2014-12-01

    Full Text Available Le séchage des produits alimentaires au soleil est un moyen efficace, facile et économique pour conserver les aliments, en particulier les fruits. Le séchoir solaire est l'équipement le plus populaire pour le séchage des fruits. En raison de la nature intermittente de l'énergie solaire, le stockage de l'énergie thermique est nécessaire pour assurer un fonctionnement prolongé du séchoir. L'objectif principal de cette étude est d'évaluer l'efficacité du séchoir solaire intégré avec un lit en gravier comme stockage thermique. L’air dans ce séchoir est sucé naturellement grâce à la cheminé solaire le séchage. Le cabinet de séchage est envisagé théoriquement (CFD.La distribution de la vitesse et de la température de l'air à travers le séchoir solaire ont été présentés durant une journée d’Août et sous les conditions climatiques de Tlemcen (Algérie. L’effet de la présence d'un stockage thermique sur la distribution de la vitesse et de la température du flux d'air et de la température des figues ont été analysés. Les résultats montrent que la conception du séchoir solaire, comportant un stockage thermique augmente les capacités et le rendement du séchoir solaire, par l’augmentation du temps de séchage.

  5. 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

  6. 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

  7. Gestion des connaissances : le pilier oublié du développement ...

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

    Une stratégie complète de Gestion et de Partage des Connaissances peut améliorer considérablement l'efficacité, le bon fonctionnement et l'impact des politiques agricoles et des réformes agricoles proposées dans la région MOAN selon une étude ...

  8. 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)

  9. 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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1958-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

    calcul de la reactivite ne repose pas sur un asservissement. Un de ses inconvenients est de ne pas pouvoir fonctionner en dehors d'une plage de variation de la puissance excedant 2,5 decades. Mais la mesure d'un echelon negatif de reactivite entre 0 et 3000 pcm est immediate. Il mesure la reactivite en ne la deduisant pas de la periode; il indique donc la reactivite d'une maniere precise en divergence aussi bien qu'en convergence, regime ou il n'existe pas, a proprement parler, de periode. Il permet donc un etalonnage tres rapide des barres de controle d'un reacteur (methode de rod-drop), la mesure de la reactivite d'une manipulation inseree dans le coeur, la mesure de certains effets de temperature. En inserant 'au moteur' une barre de controle dans le coeur, on peut tracer directement sa courbe d'efficacite. (auteur)

  12. Accroître le potentiel des épargnes électroniques pour augmenter ...

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

    Le présent projet fera la lumière sur le fonctionnement du processus de négociation au sein des ménages, et les conséquences sur les épargnes individuelles et des ménages ainsi que les décisions économiques des femmes en Tanzanie. De plus, le projet vise à promouvoir le potentiel transformateur des innovations ...

  13. Un protocole pour la modélisation du fonctionnement des stations d'épuration à boues activées GMP Protocol for activated sludge models

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    GILLOT, Sylvie ; LANGERGRABER, Günter ; OHTSUKI, Takayuki ; SHAW, Andrew ; TAKACS, Imre ; WINKLER, Stefan ; RIEGER, Leiv

    2012-12-01

    Full Text Available Les stations d’épuration sont des systèmes dynamiques, soumis à d’importantes variations temporelles. La modélisation de leur fonctionnement, qui consiste à représenter mathématiquement l’évolution dans le temps de variables d’intérêt représentant les phénomènes biologiques, physiques et chimiques qui se déroulent dans les ouvrages, est utilisée pour mieux comprendre les processus mis en jeu et optimiser le traitement des eaux résiduaires.. Focus sur les activités du groupe de travail Good Modelling Practice de l’IWA, auquel participe activement les équipes d’Irstea, notamment dans l’élaboration d’un protocole pour l’utilisation des modèles de boues activées en pratique.The IWA Task Group on Good Modelling Practice (GMP has analysed current practice and experience on the use of activated sludge models. The group developed a framework to make modelling more straightforward and that helps structuring the interaction between modellers and the project stakeholders. The GMP protocol is a synthesis of existing procedures, and contains five major steps: (i Project definition, (ii Data collection and reconciliation, (iii Plant model set-up, (iv Calibration and validation, and (v Simulation and result interpretation. The Unified Protocol forms the basis of a Scientific and Technical Report that will be published in late 2012.

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-10-15

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

  15. Facteurs prédictifs du fonctionnement chez les patients bipolaires de type 1 en période de rémission

    Science.gov (United States)

    Fekih-Romdhane, Feten; Homri, Wided; Mrabet, Ali; Labbane, Raja

    2016-01-01

    Introduction Les études récentes indiquent que le trouble bipolaire est associé à une déficience profonde dans presque tous les domaines de fonctionnement. La présente étude vise à évaluer le fonctionnement au sein d'une population de patients bipolaires type I en rémission. Méthodes Il s'agit d'une étude transversale réalisée auprès des patients bipolaires type I euthymiques et suivis en ambulatoire. Ont été utilisés l'échelle de dépression de Hamilton, l'échelle de manie de Young, l'Echelle d'Estime de Soi de Rosenberg, et le Functioning Assessment Short Test. Résultats Plus de la moitié de la population (53,3%) avaient une déficience fonctionnelle globale. Le fonctionnement global était associé à l'âge, au niveau scolaire, à l'activité professionnelle, au nombre d'épisodes maniaques et dépressifs, au nombre d'hospitalisations, à un score HDRS plus élevé, ainsi qu'aux deux sous-scores d'estime de soi « confiance en soi » et « autodépréciation ». Conclusion Nos résultats suggèrent qu'un changement de paradigme dans le traitement des troubles bipolaires devrait se produire, et que les objectifs de la thérapie devraient être modifiés d'une rémission symptomatique à une rémission fonctionnelle. PMID:28292029

  16. Étude des perturbations du sommeil dans le trouble bipolaire en phase euthymique

    OpenAIRE

    St-Amand, Julie

    2012-01-01

    L'objectif de la présente étude est de décrire la nature et la sévérité des difficultés de sommeil et les problèmes de fonctionnement diurne des individus qui ont un trouble bipolaire lorsqu'ils sont dans la phase euthymique de la maladie. Quatorze participants avec un trouble bipolaire sont comparés à 13 participants avec insomnie primaire et à 13 individus sans problème de santé mentale et sans insomnie sur différents paramètres du sommeil et du fonctionnement diurne provenant de l'agenda d...

  17. Macro-méthodologie et didactique des mathématiques

    OpenAIRE

    Fluckiger, Annick

    2017-01-01

    La didactique des mathématiques née, dans les années soixante, d’une réflexion menée sur les moyens d’améliorer l’enseignement des mathématiques, a eu l’ambition de se constituer en science (science des conditions spécifiques de la diffusion des connaissances mathématiques utiles au fonctionnement des institutions humaines selon Brousseau). Elle a alors été amenée à se doter de moyens d’études appropriés pour englober l’ensemble des recherches sur la diffusion des connaissances. La diversific...

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

  20. OSIRIS reactor radioprotection, radioprotection measurements performed during the power rise and the first 50 megawatt operation; Radioprotection de la pile OSIRIS, mesures de radioprotection effectuees au cours de la montee en puissance et des premiers fonctionnements a 50 megawatts

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Fanton, B; Lebouleux, P

    1967-12-01

    The authors supply the results of the measurements that have been made near the Osiris reactor during the power increase and during the first functioning at 50 megawatts. The measurements relate to the absorbed dose rates in the premises, the water activation and the atmospheric contamination. The influence of the heat layer of water movements and the water rate in the core chimney on the absorbed dose rate at the footbridge level overhanging the pile core has been studied. The modifications to the protection devices that have been proposed after the measurements and the effect of these modifications on the results of the measures are given then. The regeneration process of a water purification chain has been examined from the radiation protection point of view. It has been possible to make some twenty radionuclides obvious in the produced effluents and to determine the volume activity of these effluents for each radionuclide. The whole of results show that in a general way, the irradiation levels are low during the usual reactor functioning. [French] Les auteurs fournissent les resultats des mesures de radioprotection oui ont ete effectuees aupres de la pile Osiris pendant la montee en puissance et au cours des premiers fonctionnements a 50 megawatts. Les mesures portent sur les debits de dose absorbee dans les locaux, l'activation de l'eau et la contamination atmospherique. L'influence de la couche chaude des mouvements d'eau et du debit d'eau dans la cheminee du coeur sur le debit de dose absorbee au niveau de la passerelle surplombant le coeur de la pile, a ete etudiee. Les modifications aux dispositifs de protection, qui ont ete proposees a la suite des mesures, et l'effet de ces modifications sur les resultats des mesures sont indiques ensuite. Le processus de regeneration d'une chaine d'epuration de l'eau a ete examine sous l'angle de la radioprotection. Il a ete possible de mettre en evidence une vingtaine de radionucleides dans les effluents produits et de

  1. Caractéristiques des substrats et interactions dans les filières de co-digestion : cas particulier des co-substrats d’origine agro-industrielle

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    GIRAULT, Romain

    2013-10-01

    Full Text Available Pour assurer l’équilibre économique des unités de méthanisation, l’ajout de co-substrats est en général nécessaire. Pour les choisir, deux questions se posent aux porteurs de projets : quelles sont les caractéristiques des co-substrats disponibles et quel est l’impact des mélanges sur le fonctionnement du digesteur. Le présent article se propose de répondre à ces questions sur la base des résultats du projet Biodecol2.

  2. 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

  3. Aspects structurels et fonctionnels de la biodiversité des peuplements de poissons

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    WINEMILLER K. O.

    1995-04-01

    Full Text Available Cet article passe brièvement en revue les relations existant entre la biodiversité des peuplements de poissons et leur fonctionnement écologique. La biodiversité et la structure des peuplements peuvent être décrites, à l'échelle locale, en termes (1 de diversité phylogénétique, (2 de structure des populations, (3 de stratégies démographiques, (4 de diversité morphologique, (5 et de diversité trophique. Un défi majeur est de déterminer les relations qui existent entre la structure des populations et des peuplements et le fonctionnement des peuplements et des écosystèmes. La structure phylogénétique d'un peuplement résulte de l'interaction entre colonisation, extinction et évolution. En dépit du fait que ces facteurs opèrent sur une vaste gamme d'échelles spatiales et temporelles, de grands progrès ont été réalisés dans la modélisation des processus qui sont à la base de la structure génétique et phylogénétique des populations et des peuplements. Les modes de reproduction des poissons sont très variés, et la définition de guildes de reproduction et de stratégies démographiques permet de poser le cadre dans lequel les aspects structurels et fonctionnels peuvent être étudiés. Des études théoriques et empiriques mettent en évidence de fortes relations entre les stratégies démographiques, les variations environnementales et la dynamique des populations. Les poissons présentent une grande diversité morphologique qui, à l'échelle du peuplement, tend à augmenter avec la richesse spécifique. Des relations reliant la morphologie et l'écologie, en termes de fonction et de performance dans l'utilisation du milieu, ont été établies, mais dans certains cas, les tendances prédites sont masquées par des biais d'échantillonnage et la flexibilité du comportement en réponse à la variabilité environnementale. Le spectre des stratégies trophiques manifesté par les poissons est large, au niveau inter

  4. De la gestion patrimoniale des réseaux d’assainissement aux techniques alternatives de gestion des eaux pluviales, une nouvelle histoire à écrire pour la gestion intégrée des eaux urbaines

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    CHERQUI, Frédéric

    2016-09-01

    Full Text Available Le patrimoine des ouvrages alternatifs de gestion des eaux pluviales ne cesse de s’accroître depuis maintenant plusieurs décennies. Pour les collectivités, organiser le recensement et développer des méthodes pour optimiser le fonctionnement et l’exploitation sur le long terme de ces ouvrages devient donc une préoccupation majeure. À partir du retour d'expérience de la Métropole de Lyon et des connaissances issues de la gestion la patrimoniale des réseaux d’assainissement, cet article permet d'identifier les questions émergentes et d'apporter des premiers éléments de réponse pour la mise en œuvre de la gestion patrimoniale des ouvrages alternatifs de gestion des eaux pluviales.

  5. Les végétaux. Des symbioses pour mieux vivre

    OpenAIRE

    Suty, Lydie

    2015-01-01

    Les symbioses sont les associations mutualistes les plus abouties entre des espèces vivant dans un écosystème. Cet ouvrage explique le fonctionnement du dialogue moléculaire entre les partenaires de ces interactions. Il présente les principaux types de symbioses et se focalise sur les mycorhizes, symbioses entre des champignons et les racines de la plupart des plantes, et sur les nodules fixateurs d'azote, résultant de la symbiose établie entre des bactéries du sol et les racines de certaines...

  6. 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

  7. OSIRIS reactor radioprotection, radioprotection measurements performed during the power rise and the first 50 megawatt operation; Radioprotection de la pile OSIRIS, mesures de radioprotection effectuees au cours de la montee en puissance et des premiers fonctionnements a 50 megawatts

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Fanton, B.; Lebouleux, P

    1967-12-01

    The authors supply the results of the measurements that have been made near the Osiris reactor during the power increase and during the first functioning at 50 megawatts. The measurements relate to the absorbed dose rates in the premises, the water activation and the atmospheric contamination. The influence of the heat layer of water movements and the water rate in the core chimney on the absorbed dose rate at the footbridge level overhanging the pile core has been studied. The modifications to the protection devices that have been proposed after the measurements and the effect of these modifications on the results of the measures are given then. The regeneration process of a water purification chain has been examined from the radiation protection point of view. It has been possible to make some twenty radionuclides obvious in the produced effluents and to determine the volume activity of these effluents for each radionuclide. The whole of results show that in a general way, the irradiation levels are low during the usual reactor functioning. [French] Les auteurs fournissent les resultats des mesures de radioprotection oui ont ete effectuees aupres de la pile Osiris pendant la montee en puissance et au cours des premiers fonctionnements a 50 megawatts. Les mesures portent sur les debits de dose absorbee dans les locaux, l'activation de l'eau et la contamination atmospherique. L'influence de la couche chaude des mouvements d'eau et du debit d'eau dans la cheminee du coeur sur le debit de dose absorbee au niveau de la passerelle surplombant le coeur de la pile, a ete etudiee. Les modifications aux dispositifs de protection, qui ont ete proposees a la suite des mesures, et l'effet de ces modifications sur les resultats des mesures sont indiques ensuite. Le processus de regeneration d'une chaine d'epuration de l'eau a ete examine sous l'angle de la radioprotection. Il a ete possible de mettre en evidence une vingtaine

  8. Internet et la recomposition territoriale des relations dans l'agriculture suisse

    OpenAIRE

    Gigon, Nathalie; Crevoisier, Olivier

    2015-01-01

    L'agriculture et l'industrie agro-alimentaire suisses se transformed très rapidement. À un monde industrial fonctionnant à l'échelle nationale et basé sur des normes techniques succède un monde domestique basé sur l'identité régionale et les relations interpersonnelles. L'utilisation d'Internet devrait participer à la recomposition des relations entre producteurs et consommateurs et refléter les transformations territoriales qu'elles impliquent. Or les sites Internet de promotion des produits...

  9. Etude des désintégrations $\\boldsymbol{B^0_{(s)}\\to\\bar{D}^0 K^+ K^-}$ et des sous-modes $\\boldsymbol{B^0_{(s)}\\to \\bar{D}^{(*)0}\\phi}$ avec le détecteur LHCb

    CERN Document Server

    AUTHOR|(INSPIRE)INSPIRE-00389141; T'Jampens, Stéphane

    L'expérience LHCb a été conçue pour étudier la physique des saveurs, dont entre autre la violation de CP, sur le collisioneur proton-proton LHC. La première phase de fonctionnement du LHC a durée de 2011 à 2012, ce qui a permis à LHCb de collecter $3.19~\\mathrm{fb}^{-1}$ de données à une énergie dans le centre de masse des collisions de $\\sqrt{s} = 7~TeV$ et $\\sqrt{s} = 8~TeV$. L'analyse présentée dans cette thèse est basée sur l'ensemble des données collectées par LHCb lors de la première phase de fonctionnement (2011-2012). Le mécanisme de Cabibbo-Kobayashi-Maskawa (CKM) est le mécanisme décrivant les transitions entre les différentes familles de quarks et la violation de CP dans le cadre du Modèle Standard. Les expériences de la décennie précédente dédiées à la physique des saveurs, BaBar et Belle, ont permis de démontrer le fonctionnement du mécanisme CKM et qu'il est majoritairement standard. A présent LHCb a pour objectif de mesurer avec précision les paramètres de ce...

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1960-07-15

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

  11. 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)

  12. Durabilité des structures en béton et robustesse vis-à-vis des actions accidentelles

    OpenAIRE

    TOUTLEMONDE, François; LABORATOIRE CENTRAL DES PONTS ET CHAUSSEES - LCPC

    2007-01-01

    L'expérience du fonctionnement réel des structures en béton existantes, spécialement sous conditions environnementales extrêmes, sous chargement accidentel sévère, ou au bout d'un vieillissement en service de longue durée, fait ressortir la nécessité de mieux intégrer dans la conception de la structure l'objectif de la durabilité, l'enjeu des nouveaux concepts fiabilistes pour une conception en vue de la durabilité, l'intérêt de la spécification performantielle du matériau, l'importance de la...

  13. 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

  14. 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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Stevens, L; Gourdon, J [Commissariat a l' Energie Atomique, Cadarache (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1967-07-01

    Besides a brief general description, the report contains a description and discussion of the aims, the methods used and the results of critical mass, rod worth and static reactivity coefficient measurements on the Rapsodie reactor. (authors) [French] Apres une breve description generale, le rapport decrit et discute le but, les methodes employees et les resultats des mesures de masse critique, de reactivite des barres et des coefficients de reactivite statiques du reacteur RAPSODIE. (auteurs)

  16. Les interventions de santé maternelle et infantile : vers une meilleure prise en compte des besoins des populations en Afrique

    OpenAIRE

    Gautier, Lara; Moshabela, Mosa; De Allegri, Manuela

    2017-01-01

    International audience; Aujourd’hui, il est fréquent de lire qu’en santé mondiale, la question n’est plus de savoir ce qui fonctionne bien, mais de comprendre comment et pourquoi les interventions réussissent ou se soldent par un échec (De Chesnay et Anderson, 2015). Ce chapitre, qui expose l’état des connaissances sur les interventions en santé maternelle, néonatale et infantile dans neuf pays d’Afrique subsaharienne révèle toute la pertinence de cette phrase.En 2014, une recension des écrit...

  17. Gestion des déchets et inégalités à Lima (Pérou)

    OpenAIRE

    Mathieu Durand

    2011-01-01

    L’étude de la gestion des déchets met en évidence des logiques spatiales permettant de mieux comprendre le fonctionnement des villes. Cette thèse de doctorat en offre l’illustration à travers le cas des villes d’Amérique latine, plus particulièrement de Lima. Nous y interprétons la gestion des déchets solides et liquides sous l’angle des inégalités environnementales et écologiques afin de mieux comprendre les enjeux en termes de vulnérabilité et de durabilité.

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

  19. Problems presented by the filtration and sampling of aerosols in the atomic energy programme; Problemes poses par la filtration et le prelevement des aerosols dans le cadre de l'energie atomique

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1959-07-01

    The maximum permissible limits for radioactive aerosols are much lower than those for aerosols encountered in the non-nuclear industries. These limits depend on numerous factors such as: nature of the radiation, half-life, etc. The radioactive aerosols can be prepared by various methods. The filtering of the air in high activity laboratories or in plutonium treatment factories necessitates an installation consisting of: - aspiration filters, - extraction filters of very high efficiency (those used for {alpha} emitter cells: designed to be replaced without incurring contamination risks; those used for {gamma} emitter cells: designed to be replaced by remote control). The filtering in nuclear reactors is also effectuated by filter papers: - the G1 reactor with open circuit: the air coolant is entirely filtered at the entry and on leaving; - the G2, G3 and EDF1 reactors with closed circuits: filtering under pressure of a small portion of the coolant gas. (author) [French] Les limites maxima permises des aerosols radioactifs sont beaucoup plus faibles que celles des aerosols rencontres dans l'industrie classique. Elles dependent de nombreux facteurs tel que: nature du rayonnement, periode radioactive, etc... La formation des aerosols radioactifs est de nature diverse. La filtration des laboratoires de haute activite, ou d'usines d'elaboration de plutonium conduit a des types d'installations comportant: - des filtres d'aspiration; - des filtres d'extraction a rendement extremement eleve (type pour cellules emettrices {alpha} concu pour etre change sans risque de contamination, type pour cellules emettrices {gamma}: concu pour etre change a distance) La filtration des reacteurs nucleaires sont egalement effectuee par des papiers filtres: - reacteur G1 a circuit ouvert: air de refroidissement totalement filtre a l'aspiration et a l'extraction; - reacteurs G2, G3, EDF1: a circuit ferme: filtration sous pression d'une faible partie du gaz de refroidissement. (auteur)

  20. Etude analytique du fonctionnement des moteurs à réluctance alimentés à fréquence variable

    Science.gov (United States)

    Sargos, F. M.; Gudefin, E. J.; Zaskalicky, P.

    1995-03-01

    In switched reluctance motors fed by a constant voltage source (like a battery) at high frequencies, the current becomes unpredictable and often cannot reach a given reference value, because of the variation of the inductances with the rotor position ; the “motional” m.m.f. generates commutation troubles which increase with the frequency. An optimal control as well as an approximate design of the motor require a quick and simple calculation of currents, powers and losses ; now, in principle, the non-linear electrical equation needs a numerical resolution, whose results cannot be extrapolated. By linearizing this equation by intervals, the method proposed here allows to express analytically, in any case, the phase currents, the torque and the copper losses, when the feeding voltage itself is constant by intervals. The model neglects saturation, but a simple adjustment of the inductance (chosen ad libitum) allows to deal with it. The calculation is immediate and perfectly accurate as long as the machine parameters themselves are well defined. Some results are given as examples for two usual feeding modes. Dans les machines à réluctance alimentées à haute fréquence par une source à tension constante, comme une batterie, le courant varie de manière difficilement prévisible, à cause de la variation des inductances avec la position du rotor, et souvent ne parvient pas à s'établir à une valeur de consigne imposée ; la f.é.m. “motionnelle” engendre des difficultés de communication qui s'aggravent avec l'augmentation de fréquence jusqu'à empêcher le fonctionnement. Tant pour optimiser la commande que pour dimensionner approximativement un moteur ; on doit pouvoir calculer simplement et rapidement le courant et la puissance ; or l'équation électrique, non linéaire, doit en principe être résolue numériquement et les résultats ne sont pratiquement pas extrapolables. En linéarisant par intervalles cette équation, la méthode proposée ici

  1. 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

  2. Contrôle de l'aérodynamique externe des véhicules aériens par des dispositifs microfluidiques : étude de l’effet de mini et micro-jets synthétiques sur des écoulements pariétaux

    OpenAIRE

    Batikh, Ahmad

    2008-01-01

    Le contrôle de l’écoulement est un axe majeur d’amélioration des performances des véhicules terrestres ou aériens (augmentation de la portance par suppression des décollements sur une aile d’avion par exemple). Dans la boucle de contrôle, l’actionneur est un élément essentiel et la caractérisation de son fonctionnement et de son effet sur l’écoulement contrôlé est indispensable pour déterminer les lois de contrôle efficaces. Parmi les technologies employées, les actionneurs fluidi...

  3. Description of the Triton reactor; Pile Triton, rapport descriptif

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    1967-09-01

    The Triton reactor is an enriched uranium pool type reactor. It began operation in 1959, after a divergence made on the June 30 the same year. Devoted to studies of radiation protection, its core can be displaced in the longitudinal direction. The pool can be separated in two unequal compartments by a wall. The Triton core is placed in a small compartment, the Nereide core in the big compartment. A third compartment without water is called Naiade II, is separated by a concrete wall in which is made a window closed by an aluminium plate (2.50 m x 2.70 m). The Naiade II hole is useful for protection experiments using the Nereide core. After a complete refitting, the power of the triton reactor that reached progressively from 1.2 MW to 2 MW, then 3 MW has reached in August 1965 6.5 MW. The reactor has been specialized in irradiations in fix position, the core become fix, the nereide core has been hung mobile. Since it has been used for structure materials irradiation, for radioelements fabrication and fundamental research. The following descriptions are valid for the period after August 1965. [French] Le reacteur Triton est un reacteur piscine, a uranium enrichi. Il est entre en fonctionnement en 1959, apres une divergence effectuee le 30 juin de cette meme annee. Destine a des etudes de protection contre les rayonnements, son coeur pouvait se deplacer dans le sens longitudinal. La piscine peut etre separee en deux compartiments inegaux par un batardeau. Le coeur triton est place dans le petit compartiment, le coeur Nereide dans le grand compartiment. Un troisieme compartiment sans eau, appele Naiade II, est separe par une paroi en beton dans laquelle est amenagee une fenetre obturee par une plaque d'aluminium (2,50 m x 2,70 m). La fosse Naiade II sert a des experiences de protection utilisant le coeur nereide. Apres une refonte complete, la puissance du reacteur triton qui etait passee progressivement de 1,2 MW a 2 MW, puis 3 MW, a atteint en aout 1965 6, 5 MW. Le

  4. Guide pour la conception des dispositifs de franchissement des barrages pour les poissons migrateurs

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    LARINIER M.

    1983-10-01

    Full Text Available L'auteur rappelle dans cette note les principes de base devant guider le projeteur lors de la conception des ouvrages de franchissement de barrages ou d'obstacles pour les poissons migrateurs. L'accent est mis sur l'importance de la situation et de l'attractivité de ces ouvrages. Les principes de fonctionnement et les critères de dimensionnement des différents types de passes (passes à bassins successifs, passes à ralentisseurs, écluses et ascenseurs sont évoqués. Dans la dernière partie sont recensés les éléments à prendre en compte lors de l'établissement d'un projet de passe.

  5. Nizet Jean, Pichault François, Les performances des organisations africaines : pratiques de gestion en contexte incertain

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    David Laloy

    2011-02-01

    Full Text Available Cet ouvrage, dirigé par Jean Nizet et François Pichault, propose d’aborder la question du fonctionnement et des performances des organisations africaines en dépassant la posture “radicale” selon laquelle les caractéristiques de la culture africaine (manque d’expérience et de formation des entrepreneurs, clientélisme et corruption, prégnance des cultures traditionnelles et non rationnelles... expliqueraient à elles seules l’inhibition du développement des organisations. Ce type d’approche, qu...

  6. 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)

  7. 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)

  8. 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

  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. 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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1969-10-01

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

  12. 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

  13. 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)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1958-07-01

    eviter de legeres contaminations du hall de la pile. Le 7 decembre 1956 eut lieu une premiere divergence a 2 MW. Une centaine de canaux donnaient encore un bruit de fond rendant inoperante pour ces canaux la detection de ruptures de gaines. Des brossages et aspirations systematiques ne purent le reduire ala d'un palier qui obligea a faire fonctionner le reacteur pendant plusieurs mois avec 56 demi-canaux decharges. Enfin, en juin 1957, deux operations rendirent au reacteur un regime pleinement satisfaisant; enlevement d'une epaisseur de 1 mm de graphite par realesage de 54 demi-canaux et montage sur les appareils de detection de dispositifs d'opposition de tension reglable eliminant dans les mesures la part du bruit de fond due a la pollution permanente. Cet incident a ete riche d'enseignements: une grille piege a ete mise en place juste en amont de la pile; les consignes de montee en puissance ont ete rendues plus prudentes, le controle automatique des detections de ruptures de gaines (deja ameliorees comme il a ete dit) a ete double d'un controle humain. Enfin, l'incident a mis en evidence que les piles a fente avaient le defaut de faciliter la contamination des canaux de proche en proche. Par ailleurs le graphite emmagasine les poussieres radioactives et rend la decontamination difficile. (auteur)

  15. Statistical methods for anomaly detection in the complex process; Methodes statistiques de detection d'anomalies de fonctionnement dans les processus complexes

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Al Mouhamed, Mayez

    1977-09-15

    In a number of complex physical systems the accessible signals are often characterized by random fluctuations about a mean value. The fluctuations (signature) often transmit information about the state of the system that the mean value cannot predict. This study is undertaken to elaborate statistical methods of anomaly detection on the basis of signature analysis of the noise inherent in the process. The algorithm presented first learns the characteristics of normal operation of a complex process. Then it detects small deviations from the normal behavior. The algorithm can be implemented in a medium-sized computer for on line application. (author) [French] Dans de nombreux systemes physiques complexes les grandeurs accessibles a l'homme sont souvent caracterisees par des fluctuations aleatoires autour d'une valeur moyenne. Les fluctuations (signatures) transmettent souvent des informations sur l'etat du systeme que la valeur moyenne ne peut predire. Cette etude est entreprise pour elaborer des methodes statistiques de detection d'anomalies de fonctionnement sur la base de l'analyse des signatures contenues dans les signaux de bruit provenant du processus. L'algorithme presente est capable de: 1/ Apprendre les caracteristiques des operations normales dans un processus complexe. 2/ Detecter des petites deviations par rapport a la conduite normale du processus. L'algorithme peut etre implante sur un calculateur de taille moyenne pour les applications en ligne. (auteur)

  16. 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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

  18. The first metallurgical tests on plutonium; Premiers essais metallurgiques sur le plutonium

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Grison, E; Abramson, R; Anselin, F; Monti, H [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1958-07-01

    Metallic plutonium was first prepared in France in January 1956, as soon as we had access to quantities of the order of several grams of plutonium, which had been extracted from the rods of the pile EL2 at Saclay. Since up to the present this reactor, of thermal power 2 000 kW, has been our only source of plutonium, we have so far only worked on experimental quantities sufficient for the basic tests but not for tests on a scale of possible applications. It is this work, carried out during this phase of preliminary research, which is described below. With the starting up of the plutonium extraction plant at Marcoule, where the reactor G1 has been operating at power for more than a year, we shall go on next to a another order of magnitude which will allow the manufacture and experimentation of prototype fuel elements. (author) [French] La premiere elaboration de plutonium metallique en France fut faite en janvier 1956, des que nous pumes disposer de quantites de plutonium de l'ordre de quelques grammes, qui avaient ete retires des barreaux de la pile EL2 de Saclay. Ce reacteur, d'une puissance thermique de 2 000 kW, ayant ete jusqu'a present notre seule source de plutonium, nous n'avons encore travaille que sur des quantites experimentales suffisantes pour les essais de base, mais non pour des essais a l'echelle d'applications possibles. Ce sont les travaux effectues pendant cette phase de recherches preliminaires qui seront evoques ci-dessous. Avec la mise eu route de l'usine d'extraction de plutonium de Marcoule, ou le reacteur G1 fonctionne en puissance depuis plus d'un an, nous allons passer prochainement a un autre ordre de grandeur, qui nous permettra la fabrication et l'experimentation d'elements combustibles prototypes. (auteur)

  19. 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

    exercee sur la gaine, il a utilise trois modeles ou le gaz etait contenu dans des interstices relies entre eux, dans des interstices separes ou dans un orifice central. Le memoire traite de la variation de la pression en fonction du volume libre (densite du combustible) et de la temperature. Des gaines en materiaux tres resistants, comme l'Inconel-X et le molybdene, ont pu supporter la pression des gaz de fission aux temperatures de fonctionnement . Malheureusement, les sections efficaces d'absorption de ces materiaux sont plus elevees que celle de l'aluminium. Les resultats de calculs multigroupes sont presentes, pour montrer comment ces materiaux de gainage et la diminution de la densite du combustible influent sur la masse critique et le rapport de surgeneration dans les reacteurs surgenerateurs de petites ou moyennes dimensions. (author) [Spanish] El costo del ciclo de combustible y el periodo de duplicacion en los reactores reproductores de neutrones rapidos dependen en gran medida del grado de combustion que pueda alcanzarse. La utilizacion de combustible en forma de oxido o de carburo permite obtener un grado de combustion de 100 000 MWd/t. Cuando se emplean elementos combustibles con revestimiento, el aumento de presion de los gases de fision constituye un factor limitativo. En el caso del elevado grado de combustion previsto, una fraccion considerable de los gases de fision penetra en los peros del material, contribuyendo asi a aumentar la presion en el interior de la envoltura. Sobre la base de los rendimientos de fision y de las cadenas de desintegracion conocidas, el autor ha evaluado la produccion de gas y el aumento de presion. Para calcular la presion ejercida sobre la envoltura, ha empleado tres modelos fisicos en que el gas estaba contenido en poros conectados entre si, en poros separados, o en un orificio central. El autor analiza la variacion de la presion, en funcion del volumen libre (densidad del combustible) y de la temperatura. Las envolturas de

  20. 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)

  1. 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

  2. Impact des glucocorticoïdes plasmatiques sur la maturation et le fonctionnement de l'inhibition spinale GABAergique

    OpenAIRE

    Zell, Vivien

    2013-01-01

    Glucocorticoids (GC) such as corticosterone (CORT) in rats are synthetized following stress and HPA axis activation and are part of organisms response to homeostasis perturbations. Furthermore, GC can also alter pain perception. Les glucocorticoides (GC) sont des hormones stéroïdes synthétisées par les glandes surrénales suite à l’activation de l’axe hypothalamo-hypophysaire- surrénalien (ou axe HPA pour hypothalamic-pituitary-adrenal). Leur sécrétion pulsatile est sous le contrôle de l’ho...

  3. Postface : La gestion des risques naturels est une dynamique

    NARCIS (Netherlands)

    Jaboyedoff, M.; Charriere, M.K.M.; Derron, M.H.; Nicolet, P.; Sudmeier-Rieux, K.

    2013-01-01

    Les risques sont contrôlés par de nombreux facteurs dont, en premier lieu, les dangers, exprimés par leur fréquence (aléa) à une intensité donnée, mais aussi relativement à un fonctionnement de la société. La gestion des risques, liés aux dangers naturels, implique de les évaluer, en premier lieu,

  4. Formes du regroupement pluriprofessionnel en soins de premiers recours. Une typologie des maisons, pôles et centres de santé participant aux Expérimentations des nouveaux modes de rémunération (ENMR)

    OpenAIRE

    Anissa Afrite; Julien Mousques

    2014-01-01

    Dans le cadre d’un programme de recherche global sur le lien entre le regroupement pluriprofessionnel en soins de premiers recours dans les sites participant aux Expérimentations des nouveaux modes de rémunération (ENMR) et la performance des médecins généralistes en matière d’activité, de productivité, d’efficacité et d’efficience de leurs pratiques, cette recherche a pour objectif d’analyser la structure, l’organisation et le fonctionnement des maisons, pôles et centres de santé participant...

  5. Optimisation d’un Système de Séchage Solaire des Produits Agro‐alimentaires.

    OpenAIRE

    MISSOUM, Djamel Eddine

    2016-01-01

    Le séchage est l'une des principales techniques de préservation des produits agricoles et alimentaires. L’étude théorique menée sur l’optimisation d’un séchoir solaire de type indirect fonctionnant en convection forcée. Elle consisteà développer un modèle mathématique permettant de décrire le comportement thermique et le pouvoir énergétique de ce séchoir. Ce modèle mathématique a été obtenu par application des lois de transfert de c...

  6. 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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1960-07-01

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

  8. 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)

  9. 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)

  10. Description of the Triton reactor; Pile Triton, rapport descriptif

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    1967-09-01

    The Triton reactor is an enriched uranium pool type reactor. It began operation in 1959, after a divergence made on the June 30 the same year. Devoted to studies of radiation protection, its core can be displaced in the longitudinal direction. The pool can be separated in two unequal compartments by a wall. The Triton core is placed in a small compartment, the Nereide core in the big compartment. A third compartment without water is called Naiade II, is separated by a concrete wall in which is made a window closed by an aluminium plate (2.50 m x 2.70 m). The Naiade II hole is useful for protection experiments using the Nereide core. After a complete refitting, the power of the triton reactor that reached progressively from 1.2 MW to 2 MW, then 3 MW has reached in August 1965 6.5 MW. The reactor has been specialized in irradiations in fix position, the core become fix, the nereide core has been hung mobile. Since it has been used for structure materials irradiation, for radioelements fabrication and fundamental research. The following descriptions are valid for the period after August 1965. [French] Le reacteur Triton est un reacteur piscine, a uranium enrichi. Il est entre en fonctionnement en 1959, apres une divergence effectuee le 30 juin de cette meme annee. Destine a des etudes de protection contre les rayonnements, son coeur pouvait se deplacer dans le sens longitudinal. La piscine peut etre separee en deux compartiments inegaux par un batardeau. Le coeur triton est place dans le petit compartiment, le coeur Nereide dans le grand compartiment. Un troisieme compartiment sans eau, appele Naiade II, est separe par une paroi en beton dans laquelle est amenagee une fenetre obturee par une plaque d'aluminium (2,50 m x 2,70 m). La fosse Naiade II sert a des experiences de protection utilisant le coeur nereide. Apres une refonte complete, la puissance du reacteur triton qui etait passee progressivement de 1,2 MW a 2 MW, puis 3 MW, a atteint en aout 1965 6, 5 MW

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-10-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

  13. Conséquences écologiques des introductions dans les hydrosystèmes : essai de synthèse

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    HAURY J.

    1997-01-01

    Full Text Available Un essai de bilan des effets écologiques des introductions d'espèces est présenté à partir des exposés des orateurs de ce colloque et de la bibliographie. L'aspect inéluctable de la dispersion des espèces au cours du temps et l'efficacité toute relative des barrières intracontinentales qui s'y opposent sont soulignés. Les mécanismes en cause - vagilité et fécondité des espèces introduites, efficacité des barrières, structure des réseaux trophiques récepteurs, degré de saturation de leurs niches écologiques - sont étudiés en regard du fonctionnement des hydrosystèmes, montrant la complexité du problème. Des effets écologiques très variés sont décrits, dont beaucoup sont non intentionnels et inattendus ; un exemple bibliographique est développé, mettant en évidence la diversité des effets de la même introduction selon le milieu récepteur. Il en ressort la nécessité préliminaire absolue d'examiner à la fois la biologie des espèces à introduire et le fonctionnement de l'écosystème récepteur. Un principe de précaution est préconisé face à toute introduction volontaire, et une réglementation sévère et efficace face aux introductions involontaires. Le besoin d'une permanence d'agents de terrain pour établir une veille écologique est souligné. Face au manque de données objectives, des recherches scientifiques sur les effets écologiques des introductions passées ou possibles doivent être initiées ou poursuivies dans un cadre écosystémique, impliquant au minimum un suivi des écosystèmes risquant d'être colonisés.

  14. Impact of the Heat Transfer on the Performance Calculations of Automotive Turbocharger Compressor Influence des transferts thermiques sur le calcul des performances des compresseurs de suralimentation

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Chesse P.

    2011-09-01

    Full Text Available Usually, turbochargers used within internal combustion engine simulation software are modelled in an adiabatic manner. However, during our experimental tests we found that this is not necessarily the case. The direct use of the manufacturer’s map is not possible anymore. A simple method which considers the heat transfers is proposed. It is based on experimental tests made on hot air supplied turbocharger test bench. The difference with the adiabatic model is considerable mainly for low compressor power. This corresponds to internal combustion engine low loads. En général, les turbocompresseurs pris en compte dans les logiciels de simulation moteur sont modélisés de façon adiabatique. Cependant, les tests expérimentaux effectués au laboratoire montrent que ce n’est pas toujours le cas. L’utilisation directe des champs de fonctionnement fournis par les constructeurs de turbomachines n’est alors plus possible. Une évaluation quantitative de ces transferts, basée sur des tests réalisés sur un banc d’essais turbo à air chaud, est présentée. Puis ils sont pris en compte afin de calculer les caractéristiques réelles de fonctionnement d’un compresseur. La différence avec le modèle adiabatique apparaît très importante pour les faibles puissances compresseur. Ceci correspond aux faibles charges moteur.

  15. 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

  16. 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)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-11-15

    refroidis par un gaz, construire et exploiter, dans le cadre de ce projet, un reacteur experimental de 20 MWth. Le reacteur - dont la construction touche a sa fin - est refroidi a l'helium; la temperature de sortie du coeur est de 750{sup o}C; il emploie de l'uranium-235 comme combustible et du thorium comme matiere fertile. Il est caracterise par l'absence de tout metal dans le coeur du reacteur. En raison'des hautes temperatures, qui peuvent atteindre 1050{sup o}C a la surface des elements combustibles et s'elever au dessus de 1500{sup o}C dans les regions les plus chaudes du combustible, on emploie des materiaux refractaires non metalliques. Le fait que tous les constituants du coeur sont reunis dans l'element combustible permet d'obtenir un rapport eleve entre la surface de transfert de la chaleur et le volume du coeur, d'ou une puissance specifique moyenne elevee pour un ensemble de dimension relativement faible. Chaque element combustible est constitue par un faisceau de tubes de graphite contenant les matieres fissiles et fertiles sous forme de carbure incorpore a des pastilles de graphite. Un courant refroidisseur d'helium traverse le centre de chaque barreau de combustible d'ou il ressort par la base pour etre conduit dans une installation de purification dans laquelle il est debarrasse des produits de fission et autres impuretes avant d'etre achemine de nouveau vers le reacteur. Cette methode permet de reduire la fuite des produits de fission qui, s'echappant du combustible ceramique porte a tres haute temperature, entrent dans le circuit de refroidissement primaire. Les auteurs exposent les problemes lies a la mise au point et a la fabrication du graphite et des elements combustibles ceramiques destines a ce reacteur ainsi que le comportement de ces materiaux dans les conditions de fonctionnement. Ils indiquent les resultats de recherches en pile et dans des boucles d'irradiation. Dans ce programme, tout l'effort se concentre sur la mise au point de reacteurs a

  18. Testing on air cleaning systems: Testing of the components in-place tests; Controle des installations d'epuration de l'air essais de conformite des elements: Tests in situ

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1967-07-01

    The reliability of air cleaning systems is dependent on testing they are submitted to. Although in-place tests are the most important as they act as final tests upon achieved plants, component tests are necessary too. They allow detection of defective units before they are installed, partition of unit defects from mounting defects and they are more sensitive. For similar reasons, material teats are most useful. The various tests are described, about aerosol filters for one part, iodine trap for the other. The checked features are: materials nature, units sizes, efficiency, air resistance, flammability, humidity resistance, temperature resistance, adsorbent friability, etc... On iodine trapping systems, small check traps, working by-pass with the main trap are periodically subjected to efficiency test. This control allow to cut down the in-place tests frequency, particularly when poisoning from organic vapours is to be feared. (authors) [French] La surete de fonctionnement des installations d'epuratition de l'air esf fonction des controles auxquels ces installations sont soumises. Si les tests in situ sont les plus importants puisqu'ils constituent le controle final de l'installation terminee, les essais de conformite des elements constitutifs sont egalement necessaires. Ils permettent l'elimination d'elements defectueux avant leur mise en place, la discrimination des defauts du montage de ceux de l'element et sont en outre plus sensibles. De meme, le controle des materiaux constitutifs de l'element s'avere fort utile. On decrit les differents controles, d'une part, pour les fittres a aerosols, d'autre part, pour les pieges a iode. Les caracteristiques verifiees sont: nature des materiaux, dimenesions des elements, efficacite, perte de charge, resistance mecanique, inflammabilite, tenue a l'humidite, tenue a la temperature, resistance au detassement des pieges a iode, friabilite du materiau adsorbant, etc... En ce qui concerne les installations de piegeage d

  19. Safety precautions in atomic pile control (1962); Securite dans le controle des piles atomiques (1962)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-07-01

    We have been led to study the problem of safety in atomic pile control as a result of our participation on the one hand in the planning of C.E.A. atomic piles, and on the other hand in the pile safety sub omission considering atomic pile safety of operational or planned C.E.A. piles. We have thus had to consider the wishes occurring in piles during their operation and also their behaviour in the dynamic state The present work deals mainly with the importance of intrinsic safety devices, with the influence of reactivity variations on the power fluctuations during accidental operation, and with the development of robust and reliable safety appliances. The starting p accident has been especially studied both for low-flux piles where a compromise is necessary between the response time of the safety appliances and the statistical fluctuations and for high lux piles where xenon poisoning has an effect on the lower limit of the velocity of reactivity liberation. The desirability has been stressed of automation as a safety factor in atomic pile control. The details required for an understanding of the diagrams of the apparatus are given. (author) [French] Nous avons aborde le probleme de la securite dans le controle des piles atomiques a la suite de notre participation d'une part aux avant rojets de piles atomiques du CE.A. et d'autre part a l'examen au sein de la sous ommission de surete des piles, de la securite des piles du CE.A. en fonctionnement ou en projet. Nous avons ete amenes a nous interesser alors aux risques encourus par les piles pendant leur fonctionnement et par la meme a leur comportement en regime dynamique. Ce travail traite principalement de l'importance des securites intrinseques, de l'influence des variations de reactivite sur les evolutions de puissance en regime d'accident et du developpement d'appareillages de securite robustes et de fonctionnement tres sur. L'accident de demarrage a ete particulierement developpe aussi bien pour les piles a bas

  20. Safety precautions in atomic pile control (1962); Securite dans le controle des piles atomiques (1962)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-07-01

    We have been led to study the problem of safety in atomic pile control as a result of our participation on the one hand in the planning of C.E.A. atomic piles, and on the other hand in the pile safety sub omission considering atomic pile safety of operational or planned C.E.A. piles. We have thus had to consider the wishes occurring in piles during their operation and also their behaviour in the dynamic state The present work deals mainly with the importance of intrinsic safety devices, with the influence of reactivity variations on the power fluctuations during accidental operation, and with the development of robust and reliable safety appliances. The starting p accident has been especially studied both for low-flux piles where a compromise is necessary between the response time of the safety appliances and the statistical fluctuations and for high lux piles where xenon poisoning has an effect on the lower limit of the velocity of reactivity liberation. The desirability has been stressed of automation as a safety factor in atomic pile control. The details required for an understanding of the diagrams of the apparatus are given. (author) [French] Nous avons aborde le probleme de la securite dans le controle des piles atomiques a la suite de notre participation d'une part aux avant rojets de piles atomiques du CE.A. et d'autre part a l'examen au sein de la sous ommission de surete des piles, de la securite des piles du CE.A. en fonctionnement ou en projet. Nous avons ete amenes a nous interesser alors aux risques encourus par les piles pendant leur fonctionnement et par la meme a leur comportement en regime dynamique. Ce travail traite principalement de l'importance des securites intrinseques, de l'influence des variations de reactivite sur les evolutions de puissance en regime d'accident et du developpement d'appareillages de securite robustes et de fonctionnement tres sur. L'accident de demarrage a ete particulierement

  1. Characteristics and construction problems of EL 4; Caracteristiques et problemes de construction d'EL4

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Carle, R; Schulhof, P [Commissariat a l' Energie Atomique, Fontenay-aux-Roses (France). Centre d' Etudes Nucleaires; Sevin, Ph [Electricite de France (EDF), 75 - Paris (France); Buttin, J [Societe INDATOM (France)

    1964-07-01

    . La construction proprement dite a demarre en juillet 1962, sous la double direction du Commissariat a l'Energie Atomique et de l'Electricite de France. La phase de genie civil s'achevera en 1964. L'enceinte etanche (dans laquelle, compte tenu du caractere prototype du reacteur, il a ete juge preferable de l'enfermer) a ete realisee en beton precontraint, methode apparaissant, comme particulierement rapide et elegante. La piece maitresse du reacteur est la cuve destinee a recevoir l'eau lourde. Cette cuve consiste en 2 fonds entretoises par 216 fourreaux et relies par une virole. Des problemes de soudure difficiles, compte tenu des specifications imposees ont ete resolus dans la fabrication des fonds. Un controle severe par radiographie et methodes ultrasoniques a ete adapte a une geometrie compliquee. Le montage de l'ensemble du bloc reacteur, et en particulier du reseau des tubulures destinees a alimenter les 216 canaux, a fait l'objet d'une etude detaillee et d'essais approfondis du type de raccord retenu. L'ensemble du circuit est realise en materiaux relativement classiques (aciers faiblement allies) dont la tenue au gaz carbonique a 500 deg. a ete verifiee. Le montage des circuits de CO{sub 2} et d'eau lourde debutera en octobre 1964. Des essais aerodynamiques ont ete effectues sur les soufflantes helico centrifuges (d'une puissance unitaire de 9 MW). L'adoption d'une pression aussi elevee que 60 kg/cm{sup 2} ne semble pas devoir poser de problemes nouveaux dans l'etancheite sur l'arbre des machines. Enfin le choix d'un type d'echangeur CO{sub 2} - eau vapeur a circulation forcee a amene l'Electricite de France a tester le fonctionnement et la stabilite d'un echangeur prototype dans ses installations d'essais. La Centrale sera equipee d'une installation de detente-desurchauffe permettant le fonctionnement du reacteur a 20 p. 100 de la puissance nominale, independamment des indisponibilites du groupe turbo-alternateur. (auteurs)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1967-07-01

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

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

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Meynard Jean-Marc

    2013-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

  6. Instrumentation for Sodium Circuits; Instrumentation des Circuits de Sodium

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Cambillard, E. [CEA, Centre d' Etudes Nucleaires de Fontenay-aux-Roses (France); Lions, N. [CEA, Centre d' Etudes Nucleaires de Cadarache (France)

    1967-06-15

    RAPSODIE. A description is given of the modifications carried out in connection with the mechanical zero adjustment and the measurement chain. (author) [French] Les instruments de mesure qui ont ete principalement etudies et experimentes au CEA pour les reacteurs ''a sodium comportent des debitmietres electromagnetiques, des indicateurs de niveau et des manometres differentiels. Les auteurs donnent les caracteristiques principales des debitmietres du reacteur RAPSODIE, qui sont a aimant permanent ou a electro -aimant (sur les circuits primaires). Ils decrivent les methodes d'etalonnage utilisees qui font appel a des diaphragmes ou des Venturis comme debitmietres etalons et indiquent les resultats de mesure obtenus pour des debits de sodium maximaux de 400 m{sup 3}/h. Trois types d'indicateurs continus de niveau ont ete etudies: Indicateur a resistance. Les auteurs decrivent deux variantes equipant les circuits d'essai de RAPSODIE de 1 et 10 MW. L'une comporte une resistance de compensation disposee sur toute la hauteur de l'element de mesure (les indicateurs continus du reacteur RAPSODIE sont actuellement de ce type). L'autre possede un dispositif permettant le chauffage d e l ''element de mesure en vue d {sup e}mpecher la formation- eventuelle de depots conducteurs (les essais en sodium de prototypes sont termines). Indicateur a induction Il comprend deux bobines couplees et un dispositif permettant une compensation des effets de temperature. Les auteurs decrivent le prototype qui a ete construit et indiquent les resultats obtenus au cours des essais en sodium. Indicateur ultra-sons. Il est caracterise par l'utilisation d'un transmetteur place en haut et a l'exterieur de la cuve de sodium, et d'un guide d'ondes vertical dont l'extremite inferieure plongeant dans le metal liquide possede un systeme reflechissant qui renvoie le faisceau ultra-sonore vera la surface. Des reperes fixes permettent un etalonnage permanent; l'ensemble de l'appareil est entierement soude. Cet

  7. Quels sont les problemes ethiques souleves par l’augmentation des capacites cognitives dans le cadre de la defense : cadre legal francais, position ethique du service de sante des armees francais

    Science.gov (United States)

    2009-10-01

    révolution actuelle des neurosciences qui répond à celle de la psychopharmacologie qui s’est déroulée dans les années 1950-70. Voir le cerveau fonctionner...c’est aussi profiler le cerveau d’un individu sur une antienne au détriment de sa capacité multimodale de décoder le monde. Le prix à payer...disponibilité en énergie au niveau du cerveau . Par ailleurs, certains compléments alimentaires ont été identifiés comme ayant des conséquences sur la

  8. Contrôle, régulation et sécurité en temps réel des ouvrages

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    ROYET, Paul

    2016-09-01

    Full Text Available La gestion patrimoniale des infrastructures, au plan opérationnel, inclut une surveillance des ouvrages en temps réel, en lien fort avec le contrôle et la régulation de leur fonctionnement, afin d'assurer la sécurité des usagers et de l'environnement. Cet article présente les principes et méthodes qui sous-tendent les actions au pas de temps fin pour des patrimoines tels que les digues, les barrages et les réseaux d'eau et d'assainissement et montre comment ces actions contribuent de manière déterminante à la connaissance de l'état du patrimoine.

  9. Étude Des Potentialités Et Contraintes De Mise En Valeur Durable ...

    African Journals Online (AJOL)

    Le fonctionnement hydrologique du fleuve Mono avec les influences du barrage hydro-électrique de Nangbéto a des impacts directs sur la dynamique de la nappe et de la lame d'eau écoulée qui est aussi liée aux variations spatiales et temporelles du régime pluviométrique. L'analyse physico-chimique du sol montre qu'il ...

  10. Applications magnétoélectriques des supraconducteurs

    CERN Document Server

    Mangin, Philippe

    2018-01-01

    La supraconductivité est devenue incontournable, par exemple avec l’IRM qui équipe nos hôpitaux. Elle permet de spectaculaires réalisations tels le LHC du CERN qui a mis en évidence le boson de Higgs, le projet de fusion nucléaire ITER, le train à sustentation magnétique, etc. Ces applications dans divers domaines reposent sur l’aptitude des fils supraconducteurs à transporter de très fortes intensités de courant et sur l’énorme champ magnétique que des bobines supraconductrices peuvent créer. Elles sont l’objet du présent ouvrage avec d’abord l’élaboration des fils supraconducteurs, prouesse technologique tant pour les câbles Nb – Ti et Nb3Sn que pour les rubans de cuprates. Ensuite, pour chaque application, sont présentés les phénomènes physiques et le fonctionnement des dispositifs technologiques ; le lecteur peut ainsi acquérir une vision globale des apports scientifiques de ces technologies et de leurs enjeux, scientifiques, médicaux et sociétaux. Trois autres ouvrag...

  11. Applications magnétoélectriques des supraconducteurs

    CERN Document Server

    Mangin, Philippe

    2018-01-01

    La supraconductivité est devenue incontournable, par exemple avec l’IRM qui équipe nos hôpitaux. Elle permet de spectaculaires réalisations tels le LHC du CERN qui a mis en évidence le boson de Higgs, le projet de fusion nucléaire ITER, le train à sustentation magnétique, etc. Ces applications dans divers domaines reposent sur l’aptitude des fils supraconducteurs à transporter de très fortes intensités de courant et sur l’énorme champ magnétique que des bobines supraconductrices peuvent créer. Elles sont l’objet du présent ouvrage avec d’abord l’élaboration des fils supraconducteurs, prouesse technologique tant pour les câbles Nb – Ti et Nb$_{3}$Sn que pour les rubans de cuprates. Ensuite, pour chaque application, sont présentés les phénomènes physiques et le fonctionnement des dispositifs technologiques ; le lecteur peut ainsi acquérir une vision globale des apports scientifiques de ces technologies et de leurs enjeux, scientifiques, médicaux et sociétaux. Trois autres o...

  12. 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)

  13. Digitalisation in atomic pile control (1962); La digitalisation dans le controle des piles atomiques (1962)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-07-01

    A brief survey is first given of the general theorems of Boodle's algebra and of sequence systems using D.A. Huffmans theory. Some indications are then given concerning the setting-up and the operation of digital computers and also of the principal codes used in digital techniques. It is then shown how digitalisation in atomic pile control makes it possible to use new techniques having the following advantages in particular: greater working safety, a higher degree of centralisation, and suppression of the linear elements. A few examples are given of the application of these techniques to control, particularly with respect to the measurement of the neutronic power and of the period and also of course, to the treatment of the data and the sequence automatisms. The advantage of using digital techniques in the shutdown channels is also examined. Finally a review is given of the technology and the viability of the control devices used. (author) [French] On rappelle d'abord ici les theoremes generaux de l'algebre de Boole et des systemes a sequences en s'appuyant sur la theorie de D.A. Huffmann. On donne ensuite quelques indications sur l'agencement et le fonctionnement des calculateurs digitaux ainsi que les principaux codes utilises dans les techniques digitales. On montre alors comment la digitalisation dans le controle des piles atomiques permet d'utiliser de nouvelles techniques presentant principalement les avantages suivants: securite de fonctionnement plus grande, centralisation plus elevee et suppression des elements lineaires. Un certain nombre d'exemples sont donnes sur l'application de ces techniques au controle, particulierement en ce qui concerne la mesure de la puissance neutronique, de la periode et aussi bien entendu du traitement des informations et des automatismes a sequences. On analyse aussi l'avantage de l'utilisation des techniques digitales dans les chaines de securite. Enfin, un apercu est donne sur la technologie et la fiabilite des dispositifs

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-07-01

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

  15. Gestion des déchets et inégalités environnementales et écologiques à Lima (Pérou), entre vulnérabilité et durabilité

    OpenAIRE

    Durand , Mathieu

    2011-01-01

    Prix de thèse Mappemonde 2011; Prix de thèse Mappemonde 2011; L'étude de la gestion des déchets met en évidence des logiques spatiales, permettant de mieux comprendre le fonctionnement des villes. Le résultat de cette thèse de doctorat, présentée en décembre 2010 à l'Université de Rennes 2, vient en faire l'illustration, à travers le cas des villes d'Amérique Latine et plus particulièrement de celle de Lima. Nous interpréterons alors la gestion des déchets solides et liquides sous l'angle des...

  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. 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)

  18. Special equipment for processing can-rupture measurements; Equipement specialise de traitement des mesures de rupture de gaines

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Kaiser, J.; Phalippou, J.; Dumont, D.; Viellard, R. [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1969-07-01

    installees sur des reacteurs nucleaires utilisent dans la partie du traitement des mesures en totalite ou en partie un calculateur numerique. La fiabilite du systeme est limitee par celle du calculateur, celui-ci representant un point commun pour tout le traitement DRG. Pour satisfaire aux exigences de la securite de fonctionnement il faudrait envisager dans certains cas de doubler le calculateur. L'utilisation d'un calculateur necessite comme interface entre l'equipement de detection et lui-meme des echelles fonctionnant en integrateur pour les impulsions sortant du detecteur. En ajoutant un certain nombre de circuits a ces echelles on est capable d'effectuer le travail demande actuellement au calculateur, en ce qui concerne le calcul. Ce raisonnement nous a conduit a une solution dite ''decentralisee'' en realisant des equipements specialises au niveau du prospecteur meme. Nous croyons que cette solution represente, en dehors de l'aspect de fiabilite, surtout un interet economique. Dans notre solution, le point commun dans le traitement d'information se situe maintenant non plus au niveau d'elaboration du resultat comme dans le cas du calculateur, mais a un niveau plus bas, dans l'impression des resultats. Meme dans le cas d'une defaillance du point commun, les resultats sont elabores, affiches et compares aux seuils d'alarme. Dans le cas d'une panne d'un equipement specialise les resultats de ce prospecteur ne sont plus disponibles, les autres restent en fonction. Il semble que cette solution represente un degre de fiabilite meilleur que la solution utilisant les calculateurs universels. L'utilisation d'une technique a tiroir interchangeable (MULTIBLOC) permet un remplacement rapide de l'equipement specialise en panne. L'emploi systematique des circuits integres (TTL) assure une fiabilite accrue de l'equipement. (auteur)

  19. Application de la méthode des éléments finis hiérarchiquesà l’analyse thermo- élastique d’unpanneau solaire d’un satellite

    OpenAIRE

    hamzA-CHERIF, Sidi Mohammed

    2013-01-01

    Dans l'ère actuelle, Les satellites sont devenus des outils incontournables dans le développement économique (télécommunications, positionnement, prévision météorologique), militaire (renseignement) et scientifique (observation astronomique, microgravité, observation de la Terre, océanographie, altimétrie). Les satellites en orbite sont soumis à des conditions de fonctionnement très sévères, en plus des effets de l’oxygène atomique, le rayonnement ultraviolet, la radiation é...

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

    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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Science.gov (United States)

    Comot, Pierre

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

  3. 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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1967-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

  6. Séchage solaire convectif pour la conservation des feuilles de romarin (Rosmarinus officinalis)

    OpenAIRE

    Aghfir , Mohamed; Kouhila , Mohammed; Jamali , Abdelkrim; Ait Mohamed , Laila

    2007-01-01

    International audience; Dans le but de contribuer à la valorisation du procédé de séchage et de stockage des plantes aromatiques et médicinales, nous nous sommes intéressés à l'étude de la cinétique de séchage des feuilles de romarin (Rosmarinus officinalis). Les expériences ont été réalisées dans un séchoir à couche mince partiellement solaire fonctionnant en convection forcée et muni d'une source auxiliaire d'énergie. Pour déterminer l'influence de la température et du débit de l'air asséch...

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-10-15

    de la construction (erection des batiments et installation du materiel) et s'est terminee au debut du fonctionnement en puissance (production nette de courant electrique appreciable). Les essais avaient pour but: a) de verifier les performances du materiel ainsi installe; b) de mesurer les valeurs initiales des coefficients d'etat critique et de reactivite; c) de determiner les parametres de physique dies reacteurs et les performances de l'installation a differents niveaux de puissance progressivement croissants. L 'experience acquise peut etre decrite sous six rubriques distinctes mais apparentees: 1. calendrier; 2. couts; 3. besoins en personnel; 4, methodes; 5. performances du materiel (y compris le mauvais fonctionnement); 6. performances reelles de la filiere par rapport aux previsions. Les effectifs moyens pour chaque installation, y compris les ouvriers, les operateurs, les cadres superieurs, le personnel technique d'appui et les stagiaires sont d 'environ 50 personnes pour l'ERR, 115 pour l'HNPF, et 60 pour le PNPF. Des listes detaillees d'essais a effectuer avant fonctionnement ont ete preparees pour chaque piece et partie constitutive importante. Autant que possible on a procede a tous les essais avant de charger le reacteur et de mettre en route l'ensemble de l'installation. Les demandes d'autorisations (correspondant aux demandes de permis pour les installations qui n'appartiennent pas a la CEA-EU) ont ete instruites pendant presque toute la periode des essais apres construction. Le temps necessaire pour les essais apres construction de chacune de ces centrales a ete nettement plus long que prevu. Les essais ont mis en evidence de nombreux defauts ou vices de construction des pieces, constates ou supposes, qui ont necessite des essais et des analyses supplementaires. Dans certains cas, il a fallu reparer ou modifier des pieces pour porter remede a des defauts de fabrication ou des erreurs techniques. Les principaux defauts releves ont ete les suivants

  8. Instrumentation in the Rapsodie test circuits of 1 and 10 MW - flow-meters, manometers, level indicators, blockage indicators; L'instrumentation dans les cilicuits d'essais rapsodie 1 et 10 MW - debitmetres, manometres, indicateurs de niveau, indicateurs de bouchage

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Lisle, J.P. de; Lions, N [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1964-07-01

    Liquides au cours de ces dernieres annees, sont des debitmetres electromagnetiques, des manometres differentiels, des indicateurs de niveau et des indicateurs de bouchage. Nous presentons ici les resultats obtenus au cours de leur experimentation sur les circuits d'essais 1 et 10 MW ainsi que les enseignements qui ont ete tires en vue de leur utilisation sur le reacteur Rapsodie. Les mesures de debit sont effectuees a l'aide de debitmetres electromagnetiques a aimants permanents. Nous avons etudie, plus particulierement, la fidelite de ces appareils. Les mesures effectuees montrent que l'induction dans l'entrefer garde une valeur stable dans le temps et en presence des facteurs de desaimantation auxquels sont soumis les aimants. Les manometres differentiels installes sur les circuits d'essais ont une bonne precision. Il est toutefois necessaire de leur apporter quelques ameliorations d'ordre technologique afin d'assurer un bon fonctionnement a long terme. Les indicateurs de niveau discontinus et continus experimentes, sont du type a variation de resistance. Les etudes de la fidelite et de la precision de ces appareils, effectuees sur les boucles d'essais, ont permis de mettre en evidence des phenomenes lies a la condensation des vapeurs de sodium sur les parties superieures des reservoirs et de souligner l'importance que peuvent prendre les depots condenses lorsque la teneur en oxygene du gaz de couverture est appreciable. Parmi les differents indicateurs de bouchage essayes, on a retenu pour equiper les circuits du reacteur un modele automatique a enregistrement continu. La mise au point et les essais de cet appareil, poursuivis pendant un an sur un circuit a l'echelle industrielle, ont permis de mettre clairement en evidence un phenomene de double temperature de bouchage. (auteurs)

  9. 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.)

  10. 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)

  11. 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)

  12. Impact de la mise en places des comités d'audit dans les banques tunisiennes

    OpenAIRE

    Sonda Marrakchi Chtourou; Sana Ben Hassine

    2006-01-01

    International audience; Dans le cadre de la présente étude, nous proposons d'investiguer l'impact de la création du comité d'audit sur certains éléments du système de gouvernance des banques tunisiennes. Plus particulièrement, ces éléments concernent le fonctionnement du conseil d'administration, la qualité de l'information financière produite, l'indépendance de l'auditeur interne, la qualité du contrôle interne ainsi que l'étendue des travaux d'audit externe planifiés. A cet effet, l'étude d...

  13. Analyse des difficultés de l’expression orale Chez des collégiens algériens

    OpenAIRE

    BEKARA, Nacéra

    2014-01-01

    Ce mémoire se compose de trois parties, la première est consacrée à la définition des concepts théoriques : l’expression orale et la communication, dans la deuxième partie, on a analysé les difficultés rencontrées par les élèves du collège. La troisième partie contient les activités proposées pour favoriser un bon fonctionnement de la communication en classe de langue étrangère. L’objectif de notre travail est d’aider les élèves à améliorer leur compétence de communiquer, de s’exprimer ...

  14. Electronic sorting of radioactive ores; Triage electronique des minerais radioactifs

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Sandier, J.

    1958-01-15

    Electronic sorting of radioactive ores consists in passing the rock lumps, after sieving, one by one in front of radioactivity detectors; these detectors command electromechanical systems which class the ores according to their radioactivity level. This note sets on the state of progress of the work going on at the D.R.E.M.: use of scintillometers for γ-ray detection, with circuits carrying magnetic memories to improve their operation; results of laboratory and semi-industrial tests on several deposits; description of the material, data on the first factory project; notes on the financial returns of the process. A description is also given of the electronic sorting material used skip by skip for a first rough classification of the ores according to their content, as they leave the shaft. (author) [French] Le triage electronique des minerais radioactifs consiste a faire passer, apres criblage, les cailloux un par un devant des detecteurs de radioactivite; ces detecteurs commandent des systemes electromecaniques qui classent les minerais selon leur niveau de radioactivite. La note expose l'etat d'avancement des travaux en cours a la D.R.E.M: utilisation des scintillometres pour la detection des rayonnements γ, de circuits comportant des memoires magnetiques pour ameliorer le fonctionnement; resultats d'essais de laboratoire et semi-industriels sur plusieurs gisements; description du materiel, donnees sur le premier projet d'usine; notes sur la rentabilite du procede. Est egalement decrit le materiel de triage electronique skip par skip utilise pour une premiere classification grossiere des minerais selon leurs teneurs, des la sortie des puits. (auteur)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-07-01

    In this paper, a new formulation of the spatial dependent impulse response of a subcritical reactor in a cylindrical geometry is proposed. An expression of the transfer function between a point source at the center of coordinates and the flux at a given point (r,z) is obtained by solving: by means of Laplace transform, the one group diffusion equation. In this transfer function, variables r and p (p being the Laplace variable) remain linked within a modified Bessel function. Taking the inverse Laplace transform is done by two different ways: - using the Mellin-Fourier method which separates variables r and t. This method makes it possible to establish that there is identity between the classical formulation and the new one. - using an inverse Laplace transform which keeps variables r and t linked. This method requires to approximate the inverse Laplace transform of the end factor. It is then possible to replace the radial harmonics modes series of the classical expression by a single function. This new formulation seems to be of particular interest when dealing with reactors of large size and lifetime. It is also interesting each time the harmonics play an important role. (author) [French] Dans le present rapport, on propose une nouvelle formulation de la reponse impulsionnelle spatio-temporelle d'un reacteur sous-critique, en geometrie cylindrique. Une expression de la fonction de transfert entre une source ponctuelle placee au centre des coordonnees et le flux au point courant (r,z) est obtenue en resolvant, par transformation de Laplace, l'equation de la diffusion a un seul groupe d'energie. Dans cette fonction de transfert, les variables r et p (variable de Laplace) demeurent groupees dans une fonction de Bessel modifiee. Le retour a l'original est effectue de deux manieres: - la methode de Mellin-Fourier qui separe les variables r et t, permet d'etablir l'identite entre la nouvelle formulation et la formulation classique. - un original conservant les variables

  16. Irradiations at low temperatures. 1. part: devices designs; Les irradiations aux basses temperatures. Premiere partie: conception des dispositifs

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1969-07-01

    After an attempt to sort out the irradiation devices, the different refrigeration systems used: stored liquid or refrigerators, are presented. Some financial aspects of these two systems are discussed. For a long run, 1000 hr per year (100 hr for He) the refrigerator become less expensive than stored liquid devices. Some ideas about the principal criterions in the device design are discussed. Finally a few elements making easier the calculation of the different parts of a cryostat are given. (author) [French] Apres un essai de classification des dispositifs d'irradiation, on presente les divers modes de refrigeration: liquides stockes ou refrigerateurs. On discute quelques aspects financiers des deux principes. Il apparait que pour des durees de fonctionnement d'environ 1 000 heures par an les refrigerateurs deviennent plus rentables (-100 heures pour He). On classe ensuite quelques idees sur les principaux criteres de conception des dispositifs. Enfin on donne quelques elements facilitant le calcul des differentes parties d'un cryostat. (auteur)

  17. Irradiations at low temperatures. 1. part: devices designs; Les irradiations aux basses temperatures. Premiere partie: conception des dispositifs

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1969-07-01

    After an attempt to sort out the irradiation devices, the different refrigeration systems used: stored liquid or refrigerators, are presented. Some financial aspects of these two systems are discussed. For a long run, 1000 hr per year (100 hr for He) the refrigerator become less expensive than stored liquid devices. Some ideas about the principal criterions in the device design are discussed. Finally a few elements making easier the calculation of the different parts of a cryostat are given. (author) [French] Apres un essai de classification des dispositifs d'irradiation, on presente les divers modes de refrigeration: liquides stockes ou refrigerateurs. On discute quelques aspects financiers des deux principes. Il apparait que pour des durees de fonctionnement d'environ 1 000 heures par an les refrigerateurs deviennent plus rentables (-100 heures pour He). On classe ensuite quelques idees sur les principaux criteres de conception des dispositifs. Enfin on donne quelques elements facilitant le calcul des differentes parties d'un cryostat. (auteur)

  18. 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

    dispersion du milieu reactionnel soit modifiee. Le procede le plus aise a realiser semble etre la reaction dans un chalumeau oxhydrique. Lorsque les gaz du chalumeau contiennent un compose metallique volatil, il se produit dans la flamme a haute temperature une precipitation du solide finement divise sous forme d'oxyde. Des oxydes d'aluminium, de titane, de fer, de zirconium et de la silice dont les particules, de diametre tres homogene, ont la forme spherique, ont ete ainsi prepares. Les surfaces specifiques calculees a partir des diametres sur les photographies au microscope electronique sont en accord avec celles mesurees par l'adsorption d'azote a 195 deg. C. Les oxydes ainsi prepares ne possedent donc pas de porosite intense. Les proprietes et la taille des particules d'oxydes sont etudiees en fonction de differents parametres de fonctionnement du chalumeau, tels que temperature de la flamme et concentration en derive metallique volatil dans les gaz reactifs. Lorsque le chalumeau est alimente en particules d'oxydes de faible diametre, un tres net grossissement de celles-ci est observe. Les proprietes de ces preparations sont egalement examinees. (auteur)

  19. Maintenance des équipements de transport pour l'installation des cryo-aimants dans le tunnel LHC

    CERN Document Server

    Chevalley, JM

    2005-01-01

    Le transport et l’installation de quelque 1800 cryo-aimants dans le tunnel LHC seront réalisés à l’aide d’équipements de transport et de manutention de haute technologie spécialement développés par le groupe TS-IC. La section HM devra assurer la maintenance de toute cette chaîne d’équipements : le pont roulant pour la descente des cryo-aimants dans le tunnel LHC, les véhicules de transport spéciaux alimentés dans le tunnel par la gaine monorail et enfin les tables de transfert utilisées pour la mise en place finale des cryo-aimants sur leurs vérins. Dans ce cadre, plusieurs aspects seront développés dans ce document : la mise en place et l’organisation de la maintenance, l’analyse des modes de défaillance et de leur criticité (AMDEC), les différentes méthodes possibles pour la recherche et résolution des pannes, ainsi que le suivi du projet, et ce dans le but de fiabiliser et d†™assurer le bon fonctionnement de t...

  20. Utilisation d'une sonde fluorimétrique benthique (la BenthoTorch, bbe) pour mesurer la croissance des diatomées, algues vertes et cyanobactéries périphytiques en plans d'eau

    OpenAIRE

    Roubeix, V.

    2015-01-01

    / Une sonde fluorimétrique benthique, la BenthoTorch (bbe) a été acquise par le pôle Onema-Irstea d'Hydroécologie des Plans d'eau pour développer un indice fonctionnel de production primaire dans les plans d'eau. Cet indice sera basé sur la dynamique de croissance du périphyton sur des substrats artificiels. Il constituerait un outil de diagnostic du fonctionnement écologique des systèmes lentiques, particulièrement utile dans le cadre du suivi de mesures de restauration. La BenthoTorch me...

  1. Étude des équilibres thermodynamiques des réactions de gazéification en vue de l'optimisation du rapport vapeur/comburant injecté dans un gazogène souterrain Study of Thermodynamic Equilibria in Gasification Reactions So As to Optimise the Steam/Oxidizer Ratio Injected Into an Underground Gas Generator

    OpenAIRE

    Pirard J. P.

    2006-01-01

    Le but de cette étude est de déterminer sur la base des équilibres thermodynamiques des réactions de gazéification le rapport vapeur/comburant à injecter dans un gazogène fonctionnant sous pression pour optimaliser les compositions, les pouvoirs calorifiques, les rendements de gazéification et la consommation d'agent gazéifiant. The aim of this study is to determine, on the basis of the thermodynamic equilibria of gazification reactions, the steam/oxidizer ratio to be injected into a gas g...

  2. 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

  3. Modélisation des installations de chauffage à eau chaude. Les économies d’énergie apportées par la mise en place des pompes à vitesse variable

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Mirela Slavu

    2007-01-01

    Full Text Available L’objectif visé dans cette étude est la définition et la validation des modèles de simulation hydraulique et thermique des installations de chauffage à eau, bitube, à circulation forcée, avec des radiateurs équipés de robinets thermostatiques. Dans l’environnement du logiciel de simulation TRNSYS, le modèle de simulation de l’installation de chauffage, couplé à un modèle représentatif d’un bâtiment multizone, est ensuite utilisé pour évaluer les économies d’énergie apportées par la mise en place des pompes à vitesse variable. L’étude simulée du fonctionnement et des performances est réalisée pour une installation de chauffage d’un petit bâtiment tertiaire qui aboitte des bureaux. Les simulations sont effectuées dans l’ensemble de la saison de chauffage à l’aide de fichiers météorologiques au pas horaire. L’analyse porte principalement sur les économies d’énergie apportées par la mise en place d’une pompe à vitesse variable avec les deux types de réglage (H=const. et H -- proportionnelle.

  4. 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)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1966-02-15

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

  6. Transport de paires EPR dans des structures mesoscopiques

    Science.gov (United States)

    Dupont, Emilie

    Dans cette these, nous nous sommes particulierement interesses a la propagation de paires EPR1 delocalisees et localisees, et a l'influence d'un supraconducteur sur le transport de ces paires. Apres une introduction de cette etude, ainsi que du cadre scientifique qu'est l'informatique quantique dans lequel elle s'inscrit, nous allons dans le chapitre 1 faire un rappel sur le systeme constitue de deux points quantiques normaux entoures de deux fils supraconducteurs. Cela nous permettra d'introduire une methode de calcul qui sera reutilisee par la suite, et de trouver egalement le courant Josephson produit par ce systeme transforme en SQUID-dc par l'ajout d'une jonction auxiliaire. Le SQUID permet de mesurer l'etat de spin (singulet ou triplet), et peut etre forme a partir d'autres systemes que nous etudierons ensuite. Dans le chapitre 2, nous rappellerons l'etude detaillee d'un intricateur d'Andreev faite par un groupe de Bale. La matrice T, permettant d'obtenir le courant dans les cas ou les electrons sont separes spatialement ou non, sera etudiee en detail afin d'en faire usage au chapitre suivant. Le chapitre 3 est consacre a l'etude de l'influence du bruit sur le fonctionnement de l'intricateur d'Andreev. Ce bruit modifie la forme du courant jusqu'a aboutir a d'autres conditions de fonctionnement de l'intricateur. En effet, le bruit present sur les points quantiques peut perturber le transport des paires EPR par l'intermediaire des degres de liberte. Nous montrerons que, du fait de l'"intrication" entre la charge de la paire et le bruit, la paire est detruite pour des temps longs. Cependant, le resultat le plus important sera que le bruit perturbe plus le transport des paires delocalisees, qui implique une resonance de Breit-Wigner a deux particules. Le transport parasite n'implique pour sa part qu'une resonance de Breit-Wigner a une particule. Dans le chapitre 4, nous reviendrons au systeme constitue de deux points quantiques entoures de deux fils

  7. 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

  8. A la poursuite des ondes gravitationnelles dernières nouvelles de l'Univers

    CERN Document Server

    Binétruy, Pierre

    2016-01-01

    Nous sommes habitués à observer la lumière des étoiles pour comprendre l’Univers. Ce n’est pourtant pas la radiation la plus présente dans l’Univers mais c’est celle que nous avons d’abord identifiée car nos yeux sont des « détecteurs de lumière ». Or l’Univers est mu par la gravité, non par la lumière. C’est donc la radiation associée, appelée onde gravitationnelle, qui est de première importance pour comprendre le fonctionnement de l’Univers. La détection des ondes gravitationnelles annoncée le 11 février 2016, par le détecteur américain Ligo, a fait l'effet d'une bombe dans les médias. Ce livre, rédigé par un acteur important de cette physique de pointe, nous décrit cet étrange univers gravitationnel qui s'ouvre à nous.

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1961-04-15

    Starting from Harwell experiment carried out inside a low-power reactor, we intended to maintain a liquid hydrogen cell in a channel of the EL3 reactor (at Saclay) whose thermal neutrons flux is 10{sup 14} neutrons/cm{sup 2}/s. We tried to work out a device giving off an important beam of cold neutrons and able to operate in a way as automatic as possible during many consecutive day without a stop. Several circuits have already been achieved at very low temperatures but they brought out volumes and fluxes much lower than those we used this time. The difficulties we have met in carrying out such a device arose on the one hand from the very high energy release to which any kind of experiment is inevitably submitted when placed near the core of the reactor, on the other, hand from the very little room which is available in experimental channels of reactors. In such condition, it is necessary to use a moderator as effective as possible. This study is divided into three parts ; in the first part, we try to determine: a) conditions in which moderation takes place, hence the volume of the cell; b) materials likely to be used at low temperature and in pile; c) cooling system; hence we had to study fluid flow conditions at very low temperatures in very long ducts. The second part is devoted to the description of the device. The third part ventilates the results we have obtained. (author) [French] Partant de l'experience de Harwell faite dans une pile de faible puissance, nous nous sommes propose de maintenir une cellule d'hydrogene liquide dans un canal de la pile EL3 de Saclay dont le flux de neutrons thermiques est de 10{sup 14} neutrons par seconde et par cm{sup 2}. Nous avons cherche a realiser une installation donnant un faisceau de neutrons froids important, et pouvant fonctionner d'une maniere aussi automatique que possible, pendant des periodes de plusieurs jours sans arret. Plusieurs circuits aux tres basses temperatures ont deja ete realises, mais ils ne mettaient

  10. 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)

  11. Générateur de timing local pour l'acquisition des transformateurs rapides (LEIR, LINAC 3, LINAC 2, Ligne d'injection PSB)

    CERN Document Server

    Schnell, J D

    2006-01-01

    Dans le cadre des acquisitions des transformateurs rapides des deux LINACS, de la ligne d'injection PSB et de la machine LEIR, un nouveau hardware a été mis en opération [1]. Celui-ci assure la digitalisation des signaux analogiques et aussi de certains signaux de timing devant cadrer la mesure. Pour ce faire des ADC SIS3300 (SIS3320) et des DPRAM 80408 sont mis en service. Ces unités nécéssitent pour leur fonctionnement des horloges et des timings qui normalement sont intégralement fournis par l'équipement standard CO, notamment des CTRV et autres TG8. Suite à des problèmes d'approvisionnement, il existe des cas où l'on ne dispose pas (du moins pour le court terme) de suffisemment de ressources standard pour pourvoir au timing mentionné plus haut. Le tiroir qui fait l'objet de la présente description assure, avec certaines limitations, la génération des timings et autres horloges utilisées par les DPRAM 80408 et les ADC SIS3300.

  12. 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)

  13. 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..

  14. Les mécanismes des réductions budgétaires et leurs conséquences sur la diffusion de la langue française : Analyse de la situation en 2013

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Frédéric Mazières

    2013-12-01

    Full Text Available Considérer la diplomatie linguistique sans se référer aux crédits qui l’alimentent peut entraîner des erreurs d’appréciation. On évoque souvent les budgets linguistiques sans vraiment connaître leurs modalités de fonctionnement. La qualité et l’efficacité de la diffusion de la langue française dépendent des paramètres didactiques, soit, mais aussi des paramètres budgétaires. Nous retrouvons un des axes « méta-didactiques » de la diffusion linguistique. Cet article est, au moins, l’occasion d’une explication des modalités budgétaires de la diffusion linguistique.

  15. Etude du point critique des paliers lisses alimentés à la graisse Study of Critical Point on Plain Bearings Lubricated by Grease

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Delneuville P.

    2006-11-01

    Full Text Available Cet article est essentiellement consacré à l'étude du fonctionnement limite des paliers lisses lubrifiés à la graisse ; son but est de permettre la détermination des conditions nécessaires à l'obtention d'un film lubrifiant d'épaisseur suffisante. L'auteur cherche à cette occasion une loi théorique qui permet de départager les régimes de lubrification, non plus empiriquement, mais sur la base de lois statistiques. La formulation finale doit permettre aux utilisateurs de situer correctement les conditions de fonctionnement d'un palier lisse et d'en estimer la sécurité du régime. This article deals essentially with the boundary behaviour of plain bearings lubricated by grease. Its aim is to determine the conditions required to obtain a sufficiently thick lubricating film. The author proposes a theoretical law for separating lubrication types. This law is not empirical but is based on statistical laws. The final formulation should enable users to correctly situate the operating conditions of a plain bearing and to evaluate the safety factor during running.

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-06-15

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

  17. Vers les systèmes radio mobiles de 4e génération Évolutions technologiques des normes 3GPP

    CERN Document Server

    Martins, Philippe; Martins, Philippe

    2012-01-01

    Destiné aux étudiants de cycle Master, aux ingénieurs et aux enseignants-chercheurs, ce livre décrit les protocoles et le fonctionnement des réseaux cellulaires depuis la troisième génération jusqu'aux évolutions les plus récentes. L'ouvrage commence par une revue des notions fondamentales nécessaires à la compréhension du sujet et donne une vision d'ensemble des versions (releases) du 3GPP pour les communications radiomobiles. Il décrit ensuite les interfaces radio UMTS, HSDPA, HSUPA, HSPA+ et LTE en insistant sur leurs différences et leurs points communs, les avancées et les inconvénients de

  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

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

  19. 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

  20. Revue des aspects hydrodynamiques des réacteurs catalytiques gaz-liquide-solide à lit fixe arrosé Hydrodynamics of Gas-Liquid-Solid Trickle-Bed Reactors: a Critical Review

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Attou A.

    2006-12-01

    Full Text Available Bien que les aspects hydrodynamiques soient d'une importance primordiale lors de la conception et du fonctionnement d'un réacteur gaz-liquide-solide à lit fixe arrosé, les méthodes de calcul prédictif proposées sont restées fort rudimentaires. La plupart des études portant sur ce sujet ont été menées dans des conditions quasi atmosphériques alors que les réacteurs industriels fonctionnent à des pressions élevées. C'est seulement récemment que quelques résultats expérimentaux ont été obtenus à des hautes pressions, et des corrélations ont été proposées dans ces conditions pour prédire la transition entre les régimes ruisselant et pulsé, la perte de pression et le taux de rétention de liquide. L'objectif de cet article est double. D'une part, une synthèse y est présentée ; elle fait état des connaissances acquises sur les divers aspects hydrodynamiques du réacteur triphasique à lit fixe, incluant les récents développements réalisés à hautes pressions. D'autre part, les modèles et les corrélations actuels de transitions de régimes, de la perte de pression et du taux de rétention de liquide sont soumis à une analyse critique en confrontant leurs prédictions à l'ensemble des données expérimentales obtenues pour un large intervalle de la pression de fonctionnement du réacteur. Des conclusions objectives ont pu être tirées concernant les aptitudes des corrélations et des modèles actuels à être utilisées pour les calculs de conception des réacteurs triphasiques à lit fixe industriels. Malheureusement, il apparaît qu'aucun modèle de transitions entre les régimes ruisselant et pulsé n'est satisfaisant. Seule la corrélation empirique de Larachi et al. (1993 s'avère être jusqu'à présent la méthode la plus précise pour prédire la position de la frontière entre les régimes ruisselant et pulsé dans un large domaine de la pression de fonctionnement. Par ailleurs, aucune corr

  1. 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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

  3. 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)

  4. In-pile experimental device for Sirene thermionic converters; Dispositif d'experimentation en pile des convertisseurs thermoioniques sirene

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Bliaux, J; Durand, J; Lazare-Chopard, G [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1969-07-01

    The irradiation device described here, was built for in pile life tests of 100 We SIRENE converters. The nuclear converter is located in a sealed vacuum chamber, which is plugged at the lower end of a coaxial tubing acting as electrical leads. The output power is available on a variable resistive load on the bank of the reactor pool. Thermal, electrical and neutronic parameters of the converter are recorded. Since 1967, two permanent devices allowed five experiments in the swimming pool TRITON (CEN-FAR) and the results, obtained till now, are presented. (authors) [French] Le dispositif d'irradiation SIRENE decrit ici a ete concu en vue d'une etude statistique de performances de convertisseurs thermoioniques nucleaires de puissance unitaire 100 We. Le dispositif doit assurer la bonne marche du convertisseur en pile, permettre le changement de la position verticale du convertisseur dans le coeur, sortir du coeur la puissance electrique convertie sans degradation notable et enregistrer les differents parametres thermiques, electriques et neutroniques du convertisseur. Depuis 1967, deux dispositifs fonctionnent en permanence et ont permis de faire cinq experiences dans le reacteur piscine TRITON du CEN-FAR. Les resultats obtenus jusqu'a present, sont presentes. (auteurs)

  5. Single Pellet String Reactor for Intensification of Catalyst Testing in Gas/Liquid/Solid Configuration Réacteur catalytique de type “filaire” pour l’intensification de tests catalytiques en configuration gaz/liquide/solide

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Hipolito A.I.

    2010-09-01

    has been shown that the pressure drop is controlled by the liquid/solid friction surface and that the pressure drop is not a limiting parameter in the reactor’s operation (values always lower than 0.1 bar. So, from a hydrodynamic point of view, this new reactor exhibits characteristics suitable for its use in catalytic tests. Finally, this reactor was implemented under reaction conditions to study hydrogenation reactions with a real industrial catalyst. The selective hydrogenation of allene was studied. The string reactor was shown to run isothermal kinetic tests with a very small amount of industrial-sized catalyst particles (less than 2 cc and to explore kinetics of fast reaction at high space velocities impossible to achieve in standard fixed bed units with appropriate hydrodynamic conditions. For constant residence time, the allene conversion does not vary with pressure and feed flow rate, which confirms that the string reactor allows one to perform catalytic tests with such a fast reaction without external mass transfer resistance. L’optimisation du catalyseur est une etape cle pour l’optimisation d’un procede catalytique du point de vue des rendements, de l’efficacite energetique et de la selectivite des reactions. La strategie de developpement d’un catalyseur comprend des tests effectues sur des reacteurs pilotes avec des charges reelles ou modeles. Cette etape a fait l’objet de nombreuses etudes ces dernieres decennies portant sur le dimensionnement des reacteurs, l’amelioration des outils d’analyses et les procedures operatoires. La plupart des etudes ont pour but de determiner l’activite catalytique de catalyseur sous forme de grain dans des conditions isothermes de facon a pouvoir determiner les parametres cinetiques de la reaction. Avec l’optimisation des catalyseurs, les flux de transfert de matieres externes aux grains peuvent devenir l’etape limitante, dans les reacteurs de laboratoire standard, par rapport aux flux de reaction

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-07-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1959-07-01

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

  8. 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)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Audinet, M [Societe des Forges et Ateliers du Creusot, 75 - Paris (France); Lamare, J de [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires; Panossian, J [Societe Alsacienne de Constructions Mecaniques (France)

    1958-07-01

    Experiments a light water lattices with slightly enriched uranium fuel, have been performed at Brookhaven and Bettis Plant Laboratories. The results are studied and compared with simple theories on reactor calculations. By taking into account shadow effects and non Maxwellian neutron spectrum, which are important in this kind of reactors, we have been able to explain the observed results fairly well. We can thus give a constituent set of formulas with which to calculate lattices similar to there we studied. (author) [French] Les resultats d'experiences effectuees aux Laboratoires de Brookbaven et de Bettis Plant, sur des reseaux heterogenes a eau legere et uranium metallique legerement enrichi, sont analyses et confrontes avec les theories simples du calcul de pile. En tenant compte des effets d'interaction et d'echauffement du spectre de neutrons qui sont importants dans ce type de reacteurs, on parvient a rendre compte convenablement des resultats observes. On a ainsi mis au point un formulaire permettant le calcul des reseaux quivpeuvent etre consideres comme assez semblables aux reseaux etudies. (auteur)

  10. Nouvelle application de control des cavités 200 MHz RF du PS (CERN)

    CERN Document Server

    Cotte, D

    2011-01-01

    Le système Radio Fréquence (RF) 200MHz du PS est un outil essentiel pour la préparation des faisceaux haute intensité du PS. Dans l’anneau PS on trouve 6 cavités 200 MHz utilisées pour contrôler : • l’émittance longitudinale des « bunches » • le processus de « Rebunching » du faisceau avant de l’envoyer au SPS. Chaque cavité est pilotée par des événements appelés « timing » et suit une fonction de tension programmée. Cependant, l’électronique utilisée pour piloter les cavités 200 MHz du PS est obsolète et sa fiabilité non garantie pour cause du manque de pièces de rechange. Ce document décrit le fonctionnement du nouveau programme d’application qui fait abstraction de l’ancienne matrice hardware. Elle suit les recommandations décrites dans l’étude d’une nouvelle structure pour le système RF 200MHz du PS. [1

  11. Guide du calcul en mécanique valider le comportement des systèmes techniques

    CERN Document Server

    Spenlé, Daniel

    2012-01-01

    Ce guide couvre l’essentiel des programmes de la Première STI2D aux sections de BTS pour les compétences liées à la mécanique. Pour prendre en compte les nouveautés pédagogiques, cette nouvelle édition évolue vers des systèmes « grand public » (robotique humanoïde, cycle trainer, power-ball…) ou des systèmes liés au développement durable(éolienne, scooter électrique…). Points forts - Un guide qui tient compte des orientations du nouveau programme de STI2D : - systèmes vibratoires ; - accéléromètres, effet gyroscopique ; - développement de l’énergétique. - Les disciplines Génie mécanique/Génie électrique sont décloisonnées: - introduction de dispositifs pluri-techniques ; - présentation d’interfaces liant la partie opérative à la partie commande ; - introduction de la conversion de l’énergie électrique en énergie mécanique et réciproquement, étude comportementale, point de fonctionnement, définition des grandeurs associées. - Le caractère expérimental, ...

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1966-12-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-09-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1958-07-01

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

  15. 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

  16. LES PROLIFÉRATIONS VÉGÉTALES AQUATIQUES EN FRANCE :CARACTÈRES BIOLOGIQUES ET ÉCOLOGIQUES DES PRINCIPALESESPÈCES ET MILIEUX PROPICES.II. IMPACT SUR LES ÉCOSYSTÈMES ET INTÉRÊT POUR LECONTRÔLE DES PROLIFÉRATIONS.

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    PELTRE M. C.

    2002-04-01

    Full Text Available De nombreux milieux aquatiques de nature et d’usages divers sont plus ou moins régulièrement le siège de proliférations végétales. Le contrôle de celles-ci pose des difficultés, principalement liées à l’appréciation des déséquilibres induits dans le milieu et à celle des nuisances anthropiques qui en découlent. En effet, dans le cas d’un constat de prolifération, source et témoin d’un dysfonctionnement, le manque d’analyse objective des situations, les limites de compatibilité des différents usages du milieu, la mauvaise connaissance des végétaux en cause et du fonctionnement écologique des milieux sont autant de freins à une gestion cohérente de ces sites. La présentation de quelques exemples, à travers différents modes connus de gestion des milieux et de régulation des peuplements végétaux (notamment les méthodes mécaniques, chimiques ou biologiques, illustre la mise à profit des connaissances sur les caractéristiques biologiques et écologiques des macrophytes proliférants. La mise en Oeuvre de cette démarche devrait permettre à l’avenir de mieux évaluer les perturbations induites par les proliférations, d’intervenir si nécessaire dans de meilleures conditions, en vue d’envisager une restauration des écosystèmes concernés compatible avec une meilleure satisfaction des différents usages.

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-10-15

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

  18. Auteur invité QUELLE PERCEPTION DU MANAGEMENT DES SENIORS PAR LA GÉNÉRATION Y ?

    OpenAIRE

    Delaye , Richard

    2013-01-01

    International audience; Nombreux dans l’entreprise sont ceux qui croient encore que les phénomènes observables entre les générations de « baby boomers » (BB), les « X » et les « Y » sont normales et s’estomperont alors que les derniers auront « mûri ». Si l’on peut retrouver des points communs aux trois générations, les perceptions et les modes de fonctionnement divergent nettement et il serait suicidaire pour l’entreprise, qui doit désormais faire face à de nouveaux enjeux économiques, socié...

  19. Detection of radioactive gases in the CO{sub 2} cooling the reactors G 2 - G 3; Detection des gaz radioactifs dans le CO{sub 2} de refroidissement des piles G2 - G3

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Pouthier, J; Rossi, J [Commissariat a l' Energie Atomique, Chusclan (France). Centre de Production de Plutonium de Marcoule

    1968-07-01

    The carbon dioxide cooling the reactors G2 - G3 contains activation gases and fission gases. It is of interest to know their concentration, for example to be able to deduce rapidly the norms which would have to be applied in the case of an incident in the circuit. Gas-phase chromatography is applied daily for carrying out analyses. The chromatogram has separate peaks due to tritium, argon 41, krypton 85 and the 133 and 135 isotopes of xenon. By integrating each peak it is possible to calculate the specific activity of each product. The construction of an apparatus for carrying out continuous measurements is under consideration. (authors) [French] Le gaz carbonique, refroidissant les reacteurs G2 - G3, contient des gaz d'activation et des gaz de fission. Il est interessant de connaitre leur teneur par exemple pour etre en mesure de deduire rapidement les normes qu'il y aurait lieu d'appliquer en cas d'incidents sur le circuit. La methode de chromatographie en phase gazeuse est employee quotidiennement pour faire des analyses. Le chromatogramme se presente sous forme de pics distincts dus au tritium, a l'argon 41, au krypton 85 et aux isotopes 133 et 135 du xenon. L'integration de chaque pic permet de calculer l'activite specifique de chaque compose. Il est envisage de construire un appareil pour des mesures en continu. (auteurs)

  20. Étude des équilibres thermodynamiques des réactions de gazéification en vue de l'optimisation du rapport vapeur/comburant injecté dans un gazogène souterrain Study of Thermodynamic Equilibria in Gasification Reactions So As to Optimise the Steam/Oxidizer Ratio Injected Into an Underground Gas Generator

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Pirard J. P.

    2006-11-01

    Full Text Available Le but de cette étude est de déterminer sur la base des équilibres thermodynamiques des réactions de gazéification le rapport vapeur/comburant à injecter dans un gazogène fonctionnant sous pression pour optimaliser les compositions, les pouvoirs calorifiques, les rendements de gazéification et la consommation d'agent gazéifiant. The aim of this study is to determine, on the basis of the thermodynamic equilibria of gazification reactions, the steam/oxidizer ratio to be injected into a gas generator operating under pressure so as to optimize the compositions, the heating values, the gasification efficiencies and the consumption of gasifying agent.

  1. 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)

  2. 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)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

    reduction in investment costs can be obtained without relying on fuel enrichment, and that this development is accompanied moreover by improvements in the operational safety of the reactor. The economic aspects of the main technical problems entailed by these developments are discussed: loading and unloading machines, blowers etc... (authors) [French] Dans une premiere partie, on situe l'interet economique de l'utilisation de l'uranium naturel comme combustible. Cet interet reside a la fois dans le nombre limite et la simplicite relative des operations de mise en forme des elements combustibles, dans le faible cout du produit fini par kwh et dans les immobilisations modestes en capital qu'implique ce cycle par rapport ou cycle de l'uranium enrichi. Tous ces elements permettent de reduire le caractere aleatoire des evaluations des couts, particulierement marque dans le cas de l'uranium enrichi, en raison de la complexite de son cycle et des incertitudes concernant le prix du plutonium. Enfin, la diversite des sources d'approvisionnement en concentre d'uranium naturel opposee au quasi monopole actuel de la separation isotopique, et le faible cout du stockage de ce concentre, offrent des garanties en matiere de securite d'approvisionnement et d'independance economique et politique appreciables par rapport a l'uranium enrichi. En ce qui concerne l'ensemble des capitaux immobilises, on montre que si le cout des centrales au graphite-gaz est plus eleve que celui des centrales eau legere pour certaines gammes de puissance, ce resultat est fortement nuance des que l'on fait intervenir dans un souci d'independance nationale le cout de l'equipement de production des combustibles de l'une et l'autre filiere. Enfin, le cout marginal de la puissance du reacteur au graphite est faible, ses limitations technologiques ont considerablement recule (grace en particulier a l'utilisation du beton precontraint). On sait que la tendance actuelle est a l'accroissement de la puissance unitaire des

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-10-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1966-02-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1969-07-01

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

  7. Comparaison des performances moteur à charge homogène et moteur à charge stratifiée Performance Comparison Between a Homogeneous-Charge Engine and a Stratified-Charge Engine.

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Raynal B.

    2006-11-01

    Full Text Available Une évaluation des possibilités théoriques d'amélioration des moteurs actuels, faite par simulation mathématique du fonctionnement d'un moteur à allumage commandé, montre qu'un fonctionnement en mélange homogène pauvre permettrait de réduire de 16 % la consommation sur un cycle ECE chaud. Dans les mêmes conditions d'utilisation, un moteur « à charge stratifiée » idéal donnerait lieu à un gain de 41 %. Des modifications limitées du point de vue technologique ont été apportées à un moteur de série et ont permis d'étendre en mélange pauvre sa zone de fonctionnement. Les gains de consommation réalisés par rapport au moteur standard sont compris entre 5 et 10 %. Le recyclage d'une fraction modérée des gaz d'échappement permet de maintenir les émissions de NO x à moins de 5 g/essai sur cycle ECE, en conservant le gain de consommation précédent. L'analyse des performances d'un moteur Honda CVCC au banc d'essai et sur véhicule montre que les niveaux d'émissions relativement bas de ce type de moteur sont obtenus au prix d'une surconsommation importante par rapport à un véhicule équivalent équipé d'un moteur conventionnel. An evaluation of theoretical possibilities of improving existing engines, obtained by mathematical modelisation of a spark-ignition engine, shows that operating with a homogeneous lean mixture produces a 16 % reduction in consumption for a hot ECE cycle. Under the same running conditions, an ideal strotified-charge engine would produce a gain of 41 %.Limited technological modifications were made in a standard engine sa as ta extend its operating zone using a leon mixture. The consumption gains achieved compared with a standard engine are between 5 and 10%. The recycling of a moderate fraction of the exhaust gases enables NO, emissions ta be maintained at less than 5 g/test for an ECE cycle while preserving the preceding consumption gain.The performance analysis of a Honda C/CC engine on a test

  8. Mesure asymétrie avant-arriere des quarks lourds a LEP1 avec le détecteur OPAL

    CERN Document Server

    Lafoux, H

    A partir de l'ensemble des données accumulées par OPAL au cours de la première phase de fonctionnement du LEP, nous avons mesuré l'asymétrie avant-arrière des quarks b et c au voisinage du pic du Zo. Utilisant une méthode traditionnelle, basée sur la détection des leptons produits dans les désintégrations semi-leptoniques des hadrons lourds, nous avons cherché à optimiser chaque étape de la mesure, en mettant en œuvre les algorithmes les plus appropriés. Le recours aux réseaux de neurones artificiels s'est en particulier avéré d'une grande utilité lorsque le problème à résoudre impliquait la prise en compte simultanée de multiples sources d'informations, d'origine et de nature très variées. Nos résultats sont en bon accord avec ceux des autres mesures effectuées à LEP et compatibles avec les prédictions du Modèle Standard pour un quark top de 174 ± 31 GeV/c2 et un boson de Higgs de masse comprise entre 60 et 1000 GeV/c2

  9. SIMULATION ET MODELISATION DE LA VARIATION DE LA MOBILITE DE HALL DES PHOTOELECTRONS EN FONCTION DE LA TEMPERATURE DANS LES CRISTAUX DE n-ZnSe :Zn IRRADIES AVEC DES ELECTRONS ENERGETIQUES

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    D DJOUADI

    2007-12-01

    Full Text Available Dans l’intervalle de températures [77..300 K] a été mesurée la mobilité de Hall des électrons d’équilibre et des photoélectrons dans les cristaux de n-ZnSe :Zn irradiés avec un faisceau d’électrons d’énergie E=1,3 MeV et dont la dose d’irradiation varie entre 2,73 1016 et 5.19 1017 électrons/cm2 . Le comportement de la mobilité des photoélectrons s’explique parfaitement dans le cadre d’un modèle à deux-barrières d’un semi-conducteur inhomogène représentant une matrice faiblement ohmique contenant des inclusions fortement ohmiques (clusters. En se basant sur les théories de Shik et de Petrossiyan , une expression approximative de la mobilité de Hall a été obtenue. Il a été montré que ce modèle fonctionne parfaitement pour les petites doses d’irradiation. Lorsque la dose dépasse une certaine valeur critique ( D= 2.98 1017 électrons /cm2 le modèle considéré passe au modèle du potentiel à relief aléatoire.

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-04-15

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

  11. Lignes directrices canadiennes sur l’utilisation sécuritaire et efficace des opioïdes pour la douleur chronique non cancéreuse

    Science.gov (United States)

    Kahan, Meldon; Mailis-Gagnon, Angela; Wilson, Lynn; Srivastava, Anita

    2011-01-01

    Résumé Objectif Présenter aux médecins de famille un résumé clinique pratique des lignes directrices canadiennes sur l’utilisation sécuritaire et efficace des opioïdes pour la douleur chronique non cancéreuse, produites par le National Opioid Use Guideline Group. Qualité des données Pour produire les lignes directrices, les chercheurs ont effectué une synthèse critique de la littérature médicale sur l’efficacité et l’innocuité des opioïdes pour la douleur chronique non cancéreuse et ont rédigé une série de recommandations. Un panel de 49 cliniciens experts de toutes les régions du Canada ont passé en revue l’ébauche et ont atteint un consensus sur 24 recommandations. Message principal Il est recommandé de faire un dépistage du risque de dépendance avant de prescrire des opioïdes. On recommande des opioïdes faibles (codéine et tramadol) pour une douleur de légère à modérée qui n’a pas répondu aux traitements de première intention. On peut essayer l’oxycodone, l’hydromorphone et la morphine chez les patients qui n’ont pas eu de soulagement avec des opioïdes plus faibles. Une faible dose initiale et une lente hausse du titrage sont recommandées, ainsi qu’une étroite surveillance du patient qu’on a d’abord renseigné. Les médecins doivent surveiller l’apparition de complications comme l’apnée du sommeil. La dose optimale est celle qui améliore le fonctionnement ou atténue les cotes d’évaluation de la douleur d’au moins 30 %. Pour la grande majorité des patients, la dose optimale sera bien en deçà de l’équivalent de 200 mg de morphine par jour. On recommande le sevrage progressif pour les patients qui n’ont pas répondu à un essai d’opioïdes adéquat. Conclusion Les opioïdes jouent un rôle important dans la prise en charge de la douleur chronique non cancéreuse, mais il faut en prescrire avec prudence pour limiter les dommages potentiels. Les nouvelles lignes directrices

  12. Porosité des frontières spatiales, ambiguïté des frontières identitaires : le cas des cités-États swahili de l’archipel de Lamu (vers 1600-1800

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Thomas Vernet

    2010-04-01

    Full Text Available Appréhender, sinon définir, l’identité swahili demeure une préoccupation constante des travaux portant sur les communautés musulmanes des rivages de l’Afrique orientale précoloniale. Au-delà des interrogations courantes et parfois redondantes, l’un des moyens d’y parvenir est d’approfondir l’étude des liens établis entre les grandes agglomérations littorales et leur arrière-pays continental. A travers l’exemple de l’archipel de Lamu vers 1600-1800, cette contribution tente d’éclairer l’articulation entre hiérarchie sociale et hiérarchie spatiale. Assurément la ville swahili n’est pas conçue comme un espace ouvert, elle entretient pourtant des liens d’interdépendance étroits avec l’arrière-pays et fonctionne comme un organisme intégrateur particulièrement efficace. Ainsi, par delà le discours produit par les élites urbaines, il est démontré que la porosité et la fluidité du territoire des cités-États littorales sont le reflet des ambiguïtés de l’identité swahili, dont le caractère perméable et mouvant doit être admis et assumé.Apprehending, if not defining, Swahili identity is a constant concern of studies dealing with the Muslim communities settled on the shores of precolonial East Africa. Beyond the common – and sometimes redundant – questioning, it seems useful to deepen the analysis of the relationships between the main urban settlements and their mainland hinterland. Based on the case of the Lamu Archipelago ca.1600-1800, this paper aims to enlighten the links between social hierarchy and spatial hierarchy. Surely the Swahili towns were not conceived as open spatial units, yet they kept close relationships of interdependence with the mainland and worked like integrative bodies of great efficiency. Thus, beyond the legitimating discourse spread by the urban elites, it is shown that the porosity and fluidity of the territory of the coastal city-states mirrored the ambiguities

  13. Empirical Assessment of Lanius et al.s’ ’Functional MRI of EMDR in Peacekeepers’, a Review of the EMDR Literature and an annotated bibliography

    Science.gov (United States)

    2002-07-01

    au fonctionnement du cerveau lors du SSPT (par exemple, le CRSNG ou les IRSC). Fait important, une revue critique de la recherche sur la...organismes de financement pour financer les recherches sur les processus de neurosciences 6ldmentaires associ~s au fonctionnement du cerveau dans le cas du...fonctionnement du cerveau lors du SSPT (par exemple, le CRSNG ou les IRSC). Fait important, une revue critique de la recherche sur la drsensibilisation des

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1960-05-15

    In this report, the authors recall how metal resistivity decreases at low temperatures, and give some indications about the power and price of cryogenic installations. They report the study of the cooling of coils in accelerators displaying an alternate gradient with a 15 GeV energy, with or without a magnetic circuit in iron. They establish that cooling does not result in a decrease in the cost price for an hour of operation. They also state that it is not even sure that this cooling would result in a dimension reduction while increasing the maximum achievable induction [French] On rappelle comment la resistivite des metaux diminue aux basses temperatures, et on donne des indications sur la puissance et le prix des installations cryogeniques. On etudie le refroidissement des bobines d'accelerateurs a gradient alterne d'une energie de 15 GeV, avec ou sans circuit magnetique en fer; on trouve que le refroidissement ne permet pas de diminuer le prix de revient de l'heure de fonctionnement; il n'est meme pas sur qu'il puisse permettre de reduire les dimensions en elevant l'induction maximum realisable. L'idee de refroidir les bobines sans fer jusqu'a la temperature de l'air liquide est ancienne: Jean Perrin des 1907, puis Charly Fabry en 1910 l'avaient deja proposee. Recemment, cette idee est revenue a l'actualite: en 1958, R.F. Post a suggere de l'appliquer a la production de champs intenses en vue du confinement des plasmas thermonucleaires; en 1959, N.C. Christofilos a publie un projet d'accelerateur refroidi a 80 deg. K. Nous voulons examiner l'interet de refroidir les bobines d'un accelerateur, d'une part pour augmenter l'induction maximum (dans le cas de machines sans fer) et d'autre part pour diminuer l'importance de l'alimentation electrique. Cet examen est precede de generalites sur le refroidissement des bobines, generalites qui s'appliquent d'ailleurs a tous les champs magnetiques. Les trois metaux etudies sont ceux retenus comme les meilleurs par Post: le

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-07-01

    necessite de mesurer avec une bonne precision des doses {gamma} a l'aide d'un appareil autonome a conduit a la realisation d'un dosiinetre {gamma} a scintillateur plastique; d) l'obligation de condamner l'ouverture des portes de certains locaux ou il risque d'y avoir une intensite de rayonnement forte a conduit a realiser un asservissement de l'ouverture de ces portes a l'intensite de rayonnement a l'interieur des locaux; e) les degagements d'iode radioactif ont ete mesures a l'aide de cartouches de charbon actif entourant un scintillateur relie a un monocanal; f) enfin, la commande de chute des barres des piles, en cas d'accident radioactif, a ete assuree par une chaine dont le detecteur est une chambre immergee dans la piscine, ce qui offre, dans le cas particulier des reacteurs piscines a couche chaude, le double avantage de pouvoir 'piloter' la couche chaude et de s'affranchir des rayonnements transitoires apparaissant dans le hall du reacteur au moment du defournement des dispositifs experimentaux. (auteurs)

  16. Control Rods in high-Flux Swimming-Pool Reactors; Les Barres de Controle dans les Piles Piscines a Haut Flux; Reguliruyushchie sterzhni dlya reaktorov bassejnovogo tipa s vysokoj plotnost'yu nejtronnogo potoka; Las Barras de Control en los Reactores Tipo Piscina de Flujo Elevado

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Ageroni, P.; Blum, P.; Denielou, G.; Denis, P.; Meunier, C. [Centre d' Etudes Nucleaires de Grenoble (France)

    1964-06-15

    Control-rod problems in open swimming-pool high-flux and high specific power research reactors are examined in the light of the calibrations and experiments made during the construction of the SILOE reactor. Control-rod operating experience for this reactor at 13 MW is also described. 2. The following are considered in turn: (a) Reactivity balances and reactivity values for the different types of rod tested (cadmium, B4C , rare earths and combinations of these different elements). (b) Flux peaks set up in the core by the presence of the control rods, their incidence on the specific power, the fast fluxes that can be obtained and means of increasing them. (c ) The technological problems involved in constructing the rods. (d) In-pile cooling, vibration, deformation and scram-time problems. 3. In conclusion, current studies on control rods in open swimming-pool reactors operating in the 10 - 30 1W range are briefly summarized. (author) [French] 1. Les problemes poses par les barres de controle dans les reacteurs de recherche de type piscine ouverte a haute puissance specifique et haut flux sont examines a la lumiere des calculs et des experiences effectues pendant la construction du reacteur SILOE. Les resultats de l'experience de fonctionnement a 13 MW de ce reacteur sont egalement presentes en ce qui concerne les barres de controle. 2. On examine successivement: a) les bilans de reactivite et les valeurs en reactivite des differents types de barres qui ont ete essayes (Cadmium, B 4C , terres rares et combinaisons de ces differents elements). b) Les pics de flux crees dans le coeur par la presence de barres de controle, leur incidence sur la puissance specifique, et les flux rapides que l'on peut obtenir ainsi que les moyens correspondants d'accroitre ces flux. c) Les problemes technologiques poses par la construction des barres. d) Les problemes de refrigeration, de vibration, de deformation, de temps de chute en pile. 3. En conclusion on decrit sommairement les

  17. Passer d’un modèle de fonctionnement associatif à un modèle institutionnel : une analyse des transformations de l’organisation du travail From an associative to an institutional way of functioning: an analysis of the changes in work organization Pasar de un modelo de funcionamiento asociativo a un modelo institucional : un análisis de las transformaciones de la organización del trabajo

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Brigitta Danuser

    2011-10-01

    Full Text Available Le milieu de l’humanitaire a connu des évolutions importantes durant les dernières décennies, impliquant des transformations dans les modes de fonctionnement des organisations d’aide. Nous avons réalisé une recherche au siège d’une ONG s’inscrivant dans ce contexte. Par le biais d’analyses de l’activité, d’entretiens et d’un questionnaire, nous avons mis en évidence les éléments introduits dans le contexte de la professionnalisation de la structure de cette organisation et leur perception par les acteurs. Nous avons observé la persistance de nombreux éléments relevant de la logique associative au sein de ce qui tend à devenir une institution. Les décalages résultant de la cohabitation de ces deux logiques de fonctionnement, associative et institutionnelle, créent un mode d’organisation du travail particulier et génèrent des messages paradoxaux pour les employés, lesquels peuvent avoir des effets sur leur santé.In recent decades, the context of humanitarian aid has undergone many developments involving changes in the means of operation of aid organizations. We conducted a study at the headquarters of an NGO, in which we collected data via a questionnaire, semi-structured interviews and activity analyses. We identified the elements implemented in the process of the professionalization of the management structure and how they were perceived by the employees. Numerous aspects of the associative ideal remain strong in the organization. Resistance against formal management exists, which leads to the cohabitation of these two ways of functioning which we called associative and institutional. Shifts resulting from this cohabitation create a particular mode of organization and generate paradoxical messages for the employees, which may have impacts on their health.En las últimas décadas, el contexto de la ayuda humanitaria ha conocido evoluciones importantes, lo que provocó transformaciones en el funcionamiento de

  18. Quelles approches pour synthétiser le fonctionnement physique des écosystèmes d'eaux courantes ?

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    HEROUIN E.

    1995-04-01

    Au regard des outils existants dans les différentes disciplines physiques, de ceux qui peuvent être adaptés à cette préoccupation et de ceux qu'il est nécessaire de développer, nous présentons différents axes de recherches possibles, associant hydrologues, géomorphologues, hydrauliciens et hydrobiologistes.

  19. Mesurer en réseau d'assainissement pour quoi faire ?

    OpenAIRE

    LAPLACE, Dominique; JOANNIS, Claude; GUIVARCH, Jean Yves

    2009-01-01

    La mesure de pluie, de niveau d'eau, de vitesse, de débit ou encore de pollution en réseau d'assainissement répond essentiellement à des besoins de contrôle du bon fonctionnement du système, de compréhension et d'amélioration de ces réseaux et d'information des différents acteurs impliqués. Associée à un dispositif de gestion en temps la mesure contribue à permettre de surveiller et maîtriser le fonctionnement du réseau par temps sec et par temps de pluie, et de piloter des actionneurs (pompe...

  20. Activity report 1999; Rapport d'activites 1999

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    1999-07-01

    The aim of this report is to outline the main developments of the ''Departement des Reacteurs Experimentaux'', (DRE) during the year 1999. DRE is one of the Department of the ''Direction des Reacteurs Nucleaires'', itself depending of the CEA Institution. After a presentation of the year highlights, this report gathers the main research and development programs. The second part concerns the production of radioisotopes, the silicon doping, the neutron radiography, the Orphee experiments and the activation analysis. The installations management, the closed reactors improvement program and the effluents and wastes processing of Grenoble, are presented in the other parts. Data on staff, budget and safety are also provided. (A.L.B.)

  1. Activity report 1998

    International Nuclear Information System (INIS)

    1998-01-01

    The aim of this report is to outline the main developments of the ''Departement des Reacteurs Experimentaux'', (DRE) during the year 1998. DRE is one of the Department of the ''Direction des Reacteurs Nucleaires'', itself depending of the CEA Institution. After a presentation of the year highlights, this report gathers the main research and development programs. The second part concerns the production of radioisotopes, the silicon doping, the neutron radiography, the Orphee experiments and the activation analysis. The installations management, the closed reactors improvement program and the effluents and wastes processing of Grenoble, are presented in the other parts. Data on staff, budget and safety are also provided. (A.L.B.)

  2. Activity report 1999

    International Nuclear Information System (INIS)

    1999-01-01

    The aim of this report is to outline the main developments of the ''Departement des Reacteurs Experimentaux'', (DRE) during the year 1999. DRE is one of the Department of the ''Direction des Reacteurs Nucleaires'', itself depending of the CEA Institution. After a presentation of the year highlights, this report gathers the main research and development programs. The second part concerns the production of radioisotopes, the silicon doping, the neutron radiography, the Orphee experiments and the activation analysis. The installations management, the closed reactors improvement program and the effluents and wastes processing of Grenoble, are presented in the other parts. Data on staff, budget and safety are also provided. (A.L.B.)

  3. Savoirs mondains, savoirs savants : les femmes et leurs cabinets de curiosités au siècle des Lumières

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Adeline Gargam

    2010-01-01

    Full Text Available Dans la France des Lumières, la culture de la curiosité est un phénomène de mode mais surtout un jeu social et intellectuel. La présente étude entend retracer l’histoire d’une trentaine de cabinets féminins de curiosité tenus à cette époque. Des femmes fortunées de l’aristocratie et de la bourgeoisie parisienne et provinciale ont alors constitué sous l’emprise de leur libido sciendi des cabinets d’alchimie, de minéralogie, de physique‑chimie, d’histoire naturelle et d’anatomie naturelle et artificielle. Ces cabinets obéissent à une typologie particulière. Il en existe deux catégories : les cabinets d’amateurs, constitués pour la parade et le spectacle des visiteurs et fonctionnant comme de véritables écoles de plaisirs intellectuels et éducatifs ; les cabinets à finalité scientifique et didactique, formés par des savantes expérimentées qui se livrent dans leurs laboratoires à des recherches personnelles et expérimentales au nom des progrès de la science médicale et de l’instruction publique. La réflexion porte aussi sur le fonctionnement de ces cabinets privés de curiosité, particulièrement sur leur mode de constitution, leur décor intérieur ainsi que sur le contenu des collections qui nécessitaient certaines techniques d’organisation, d’acquisition et de conservation communes à celles de leurs homologues masculins.During the Enlightenment in France, curiosity culture constituted both a fashion and an intellectual and social game.  This article explores thirty cabinets of  curiosities run by women during this period. Wealthy women from the Parisiain and provincial aristocracy and middle classes organized cabinets in alchemy, mineralogy, physics and chemistry, natural history and biology studies. These cabinets can be divided into two distinct categories. The first represented amateur interests; they were developed for show and served as schools for intellectual and

  4. Methodes non perturbatives en mecanique quantique et en theorie des champs quantiques

    Science.gov (United States)

    Jirari, Hamza

    2001-10-01

    Nous construisons un hamiltonien effectif à partir de l'intégrale de chemin via la méthode Monte-Carlo. Cet hamiltonien décrit les phénomènes physiques dans le domaine de basse énergie. Nous déterminons le spectre d'énergie et les fonctions d'ondes de plusieurs systèmes quantiques. Les résultats obtenus montrent que cette nouvelle approche Monte-Carlo hamiltonienne fonctionne. En mécanique quantique, nous suggérons une expression analytique de l'intégrale de chemin en introduisant une action quantique avec des paramètres renormalisés. Nous présentons des résultats numériques pour quelques potentiels locaux. Cette action quantique offre la possibilité de comparer l'évolution classique et quantique et permet de quantifier les instantons classiques et éventuellement le chaos classique. Nous investiguons la QCD sur un réseau bidimensionnel en utilisant une version améliorée des fermions de Wilson. Nous montrons que la théorie améliorée conduit à une réduction significative des erreurs dues à la valeur finie du pas du réseau. Nous calculons le condensat chiral et la masse de l'état lié quark-antiquark. Nous aboutissons à une bonne concordance entre nos résultats numériques et les résultats analytiques du modèle dans le continu.

  5. {gamma} activity and heating of rods in EL2 and EL3; Activitiy {gamma} et echauffement des barres de EL2 et EL3

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1959-07-01

    A method is described for calculating the {gamma} activity of uranium rods, given the mean flux in which they are irradiated, the time they remain in the pile and the duration of deactivation. This calculation leads to numerical formulae which may be applied to the rods of the two reactors. It allows the saturation activities to be foreseen both for EL2 and for EL3, taking into recount the minimum times necessary for extraction. Measurements have been carried out, and the results are in good agreement with those foreseen by calculation. In the last section this method is used to calculate the heating of the irradiated rods. (author) [French] Une methode est indiquee ici, qui permet de calculer l'activite {gamma} des barres d'uranium connaissant le flux moyen dans lequel elles ont ete irradiees, leur temps de sejour en pile et la duree de la desactivation. Ce calcul conduit a des formules numeriques que l'on peut appliquer aux barres des deux reacteurs. Il permet de prevoir les activites atteintes a saturation, tant a EL2 qu'a EL3, compte tenu des temps minima necessaires a l'extraction. Des mesures ont ete faites: les resultats sont en bon accord avec les previsions du calcul. Enfin, en derniere partie, cette methode est utilisee pour calculer l'echauffement des barres irradiees. (auteur)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1958-07-01

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

  7. Experiments prior to construction of the Rapsodie reactor (1962); Experiences preliminaires a la construction de la pile rapsodie (1962)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-07-01

    ', maintes etudes experimentales, d'ordre hydraulique, thermique et mecanique ont ete faites ou sont envisagees pour verifier la validite des principes adoptes dans l'avant rojet. Ce memoire traite des plus importants: 1. Etudes d'elements de circuits de refroidissement: pompes a sodium (mecaniques ou electromagnetiques), eohangeurs Na-Nak et Nak-air, appareils de mesures (debits, temperatures), circuits de purification du sodium, etc. 2. Etudes de refroidissement des assemblages combustibles et fertiles; a) etude du refroidissement par le sodium, menee a l'aide de maquettes hydrauliques (echelle 1 ou superieure a 1), reproduisant l'ecoulement du fluide de refroidissement dans les tuyauteries, a l'amont des elements combustibles et fertiles et a l'interieur de ceux i; b) etude du refroidissement par gaz et par immersion dans le plomb, utilise pendant les operations de la manutention et de stockage. 3. Etudes de dispositifs speciaux du reacteur: joint tournant liquefiable, parties de mecanismes des barres de controle. 4. Etude du bloc pile et des circuits de refroidissement dans leur ensemble. Cette etude doit commencer a la fin de cette annee. Les installations, en cours d'achevement, reproduisent, a l'echelle 1, celles prevues dans le projet et comportent: le bloc pile auquel est associe un circuit de sodium a grand debit permettant les essais de duree et la realisation de chocs thermiques et, en annexe, un circuit d'essai de barres de controle; l'installation complete des circuits de refroidissement de 1 MW et de 10 MW dont les performances, dans les differents cas de fonctionnement, pourront etre verifiees. 5. Etude de securite effectuee sur une maquette a 1 echelle 3/10 de l'ensemble du bloc pile et de ses protections, dont l'objet est la limitation des consequences d'une hypothetique liberation d'energie accidentelle, d'allure explosive. (auteurs)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    1968-07-01

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

  9. Can rupture detector for water cooled piles; Detecteur de rupture de gaine pour piles refroidies a l'eau

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Choudens, H de; Guitton, P

    1962-07-01

    The object of this study was to develop a simple, easy to-build, apparatus for showing the appearance of a defect on a fuel element can of a swimming pool reactor. The apparatus used consists of a coil of activated carbon around a NaI(Tl) crystal. Through this coil pass the gases obtained by degassing a sample of water from the reactor; the fission gases which appear when a can leaks are trapped in the carbon; the NaI(Tl) crystal is coupled with a photomultiplier followed by a single-channel selector fixed on a photo-electric peak characteristic of the {gamma} spectrum of fission gases. Preliminary experiments were carried out in laboratory; a more complete device was then built and is now working in the reactor Melusine. (author) [French] Le but de cette etude a ete la realisation d'un appareil simple et facile a realiser destine a indiquer l'apparition d'un defaut sur une gaine des elements combustibles d'une pile piscine. A cet effet, l'appareillage utilise est compose d'un serpentin de charbon active entourant un cristal de NaI (Tl). Ce serpentin est parcouru par les gaz provenant du degazage d'un prelevement d'eau de la piscine du reacteur; les gaz de fission apparaissant lors d'une rupture de gaine sont retenus dans le charbon; le cristal INa (Tl) est couple avec un PM suivi d'un selecteur monocanal cale sur un pic photoelectrique caracteristique du spectre {gamma} des gaz de fission. Des manipulations preliminaires ont ete faites en laboratoire, un dispositif plus complet a ete ensuite monte et fonctionne a la Pile Melusine. (auteurs)

  10. 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.)

  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. 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)

  13. Activity report 1999; Rapport d'activites 1999

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    1999-07-01

    The aim of this report is to outline the main developments of the ''Departement des Reacteurs Experimentaux'', (DRE) during the year 1999. DRE is one of the Department of the ''Direction des Reacteurs Nucleaires'', itself depending of the CEA Institution. After a presentation of the year highlights, this report gathers the main research and development programs. The second part concerns the production of radioisotopes, the silicon doping, the neutron radiography, the Orphee experiments and the activation analysis. The installations management, the closed reactors improvement program and the effluents and wastes processing of Grenoble, are presented in the other parts. Data on staff, budget and safety are also provided. (A.L.B.)

  14. Contrôle optimal d'un bioréacteur de dépollution des eaux usées

    OpenAIRE

    GHOUALI, Amel; HARMAND, Jérome; RAPPAPORT, Alain; MOUSSAOUI, Ali

    2012-01-01

    On s'intéresse dans ce travail à un problème de contrôle optimal d'un bioréacteur de dépollution des eaux usées fonctionnant en mode continu, en présence d'une cinétique de croissance non monotone ayant un seul maximum. Le but est de trouver la strategie de commande optimale qui nous permet de maximiser la quantité de biogaz produit sur un horizon de temps donné. Ecole-symposium: Réductions de Systèmes Di érentiels et Applications-RSDA2012 , 18-22 mars 2012, Sidi Bel Abbès....

  15. 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.)

  16. 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

  17. Sénégal | CRDI - Centre de recherches pour le développement ...

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

    En 2011, nous avons par exemple soutenu l'ouverture de l'Institut africain des ... À titre d'exemple, un système de suivi de la pauvreté a aidé les autorités ... elles ne fonctionnent pas et de formuler des recommandations; des solutions aux ...

  18. Induction flowmeters for the measurement of water flow rates; Debitmetre a induction pour mesure des debits d'eau

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1954-07-01

    This article concerns a induction flow indicator used at the reactor of Chatillon for the measure of the water debits. It has two sensitivities respectively 2,5 m{sup 3}/h and 10 m{sup 3}/h to the maxima of deviation. The precision of the measures is 1 percent of the maximum of the scale. The equipment is constituted an electronic amplifier followed by a synchronous demodulator functioning to the frequency of the sector. (author) [French] L'article concerne un debitmetre a induction utilise a la Pile de Chatillon pour la mesure des debits d'eau. Il y a deux sensibilites respectivement 2,5 m{sup 3}/h et 10 m{sup 3}/h aux maxima de deviation. La precision des mesures est de 1 pour cent du maximum de l'echelle. L'appareillage est constitue d'un amplificateur electronique suivi d'un demodulateur synchrone fonctionnant a la frequence du secteur. (auteur)

  19. The photothermal camera - a new non destructive inspection tool; La camera photothermique - une nouvelle methode de controle non destructif

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Piriou, M. [AREVA NP Centre Technique SFE - Zone Industrielle et Portuaire Sud - BP13 - 71380 Saint Marcel (France)

    2007-07-01

    techniques classiques de controle de surface (ressuage, magnetoscopie, courants de Foucault) pour: - detecter sans aucun contact, des defauts sous ligaments ou debouchants de quelques microns d'ouverture, sur des pieces metalliques non preparees (oxydees, usinees, soudees), - fonctionner sur des surfaces aux geometries variees, sur des pieces chaudes, sur des materiaux isolants (dielectriques), sans etre affectee par les proprietes magnetiques de la piece a examiner. Cette methode a permis, entre autre, de controler in situ les soudures 'tube/plaque' d'un echangeur intermediaire du reacteur rapide Phenix, de prouver qu'elle est une alternative au ressuage pour le controle des soudures de l'enceinte a vide d'ITER, de detecter des fissures dans les soudures (ex: J-weld d'adaptateurs de couvercles) et de reveler la fissuration amorcee par faiencage thermique. Les particularites de cette methode innovante sont: - de fonctionner a distance de la piece a controler, jusqu'a 2 metres, - d'etre totalement telecommandee a la distance de 15 metres (voire beaucoup plus par lien Ethernet), - d'etre une methode 'propre' puisqu'elle ne genere aucun dechet. Ces particularites en font une methode alternative au ressuage, afin de garantir la protection des operateurs et de l'environnement. (auteur)

  20. Professionnalité des enseignants: vers une définition du collectif à partir d'une recherche au Lycée Autogéré de Paris (LAP

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Maria Papantoniou

    2012-12-01

    Full Text Available Nous proposons de présenter dans cet article une partie des résultats de la recherche que nous avons effectuée au sein du Lycée Autogéré de Paris (LAP. Nos observations sont centrées sur le fonctionnement de ce lycée et ses incidences sur le rapport des élèves à l'école et aux disciplines scolaires. Nous avons été amenée à proposer le concept de Travail d'Institutionnalisation (TDI pour désigner la pratique d'autogestion au LAP qui consiste en un double travail: d'une part, sur les normes internes du lycée et, d'autre part, sur ses rapports aux institutions qui le traversent. Comment ce concept interroge-t-il la "violence" qui surgirait dans l'institution éducative et les pratiques des professionnels censées y répondre?

  1. Développement d'un moteur 4-soupapes fonctionnant en mélange dilué. Une nouvelle approche basée sur l'optimisation de l'aérodynamique interne Application of Flow Field Optimization to Lean Burn Engine Development. A New Approach Based on Internal Flow Field Optimization

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Henriot S.

    2006-11-01

    Full Text Available L'objectif du projet GSM Moteur de Synthèse à Allumage Commandéest de concevoir un moteur fonctionnant en mélange pauvre à la fois dépollué et économe. La première phase analyse finement sur moteur monocylindre les interactions entre l'aérodynamique et la combustion qui déterminent l'aptitude au fonctionnement en mélange pauvre ou dilué. La procédure employée présente la particularité d'associer des outils complémentaires tels que code de calcul tridimensionnel, diagnostics optiques (anémométrie laser et ombroscopie et mesures classiques sur banc monocylindre. La modélisation tridimensionnelle est utilisée comme moyen efficace de sélection et de prédiction de l'aérodynamique interne. Les paramètres les plus influents sur la stabilité de l'initiation de la combustion sont la direction et l'intensité de la vitesse au point d'allumage et le niveau de turbulence. Le meilleur compromis favorable au fonctionnement en mélange pauvre est constitué par une culasse possédant une chambre de combustion en toit avec une seule soupape d'admission. Son aérodynamique interne est caractérisée par la combinaison d'un mouvement de rotation d'axe vertical (swirl avec un tourbillon d'axe horizontal balayant l'arête du toit (tumble. Son niveau de turbulence est ajusté de manière à accroître la vitesse de combustion en limitant les instabilités cycle-à-cycle. La deuxième phase est consacrée à la transposition de cette solution sur un moteur multicylindre. Les principales difficultés rencontrées sont liées aux disparités de comportement entre cylindres accentuées par le fonctionnement en mélange pauvre. Seul un contrôle individuel des paramètres de combustion de chaque cylindre (avance, injection, richesse associé à un écartement d'électrodes de bougie accru permet de re-trouver des résultats proches de ceux acquis sur monocylindre. Dans ces conditions, les limites pauvres se situent à des richesses comprises

  2. Persistent Memory Effects and the Mid- and Post-Brick Dynamic Behaviour of Three-Way Automotive Catalysts Effets mémoires persistants et comportement dynamique des briques médiane et postérieure de catalyseurs automobiles à trois voies

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Peyton Jones J.C.

    2011-09-01

    ésultats initiaux ont démontré que la réponse dynamique du catalyseur peut être significativement affectée par un effet mémoire persistant en plus des dynamiques de désactivation réversibles et des dynamiques de stockage/libération d’oxygène familières du système. En particulier, les effets d’un fonctionnement préalable riche ou stœchiométrique s’avèrent persister y compris après des périodes prolongées de fonctionnement pauvre. Cet effet mémoire est important, non seulement du fait de son influence potentielle sur l’efficacité de conversion, mais aussi du fait de son influence sur la répétabilité d’expériences exécutées dans des conditions de fonctionnement qui apparaîtraient comme étant proches de l’identique. Par un pré-conditionnement dans des conditions riches, des expériences hautement répétables ont été obtenues. Les résultats ont été combinés pour offrir une image détaillée des dynamiques de catalyseurs à des emplacements amont, médian et aval par rapport aux catalyseurs, et fournir un aperçu en matière de comportement de catalyseurs et de capteurs d’oxygène de gaz d’échappement (non idéal.

  3. 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)

  4. Fine structure and spectral index measurements in natural uranium - graphite lattices; Mesures fines dans des reseaux a graphite

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Cogne, F; Journet, J [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1964-07-01

    The experiments described in this report have been carried out for the most part in the critical facility MARIUS, and a few during the start up of the EDF-1 power reactor. The first part deals with the fine structure measurements made in various lattices and with their analysis. Integration over the neutron spectrum of the mono-kinetic disadvantage factor derived by the A.B.H method yields results in good agreement with the experiments. The second part deals with spectral indexes measurements (Pu/U, In/Mn) made at room temperature in MARIUS. Comparison are made of experiments with calculations using various thermalization models. Experiments carried out at higher temperatures in EDF-1 are also described. (authors) [French] Les mesures decrites dans ce rapport ont ete faites pour la plupart dans l'empilement critique MARIUS sur des reseaux a graphite-uranium naturel. Une premiere partie traite des mesures de structure fine faites dans differents reseaux et de leur interpretation. On montre en particulier qu'une integration sur le spectre d'un calcul monocinetique type A.B.H. rend bien compte des experiences. Dans une deuxieme partie, on donne les resultats de mesures d'indices de spectre Pu/U et In/Mn faites sur des reseaux froids a MARIUS et leur comparaison avec les differents modeles de calculs de thermalisation. On donne egalement les resultats de quelques mesures en temperature effectuees lors du demarrage du reacteur EDF-1. (auteurs)

  5. Bases biologiques du comportement social

    CERN Document Server

    Laborit, H

    1994-01-01

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

  6. 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)

  7. {beta} {gamma} porch detector; Detecteur portique {beta} {gamma}

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-07-01

    This device is to be placed at the outside of reactors, hot laboratories and others where radioactive products are treated; it is intended to give the alarm when someone, passing through the porch is greatly contaminated, or carries, without his knowing, a radioactive substance. Being to be used in places where there might be an important ground noise, this device is provided with an automatic offset of this noise; an adjusting system of sensitivity allows to obtain a 15 {mu}Ci in {gamma} and 10 {mu}Ci in {beta} radioactive source, passing through the porch at the normal speed at which man is walking. A battery, set in buffer, allows working of the device, even when current is off. (author) [French] Cet appareil est destine a etre place a la sortie des reacteurs, laboratoires chauds ou autres laboratoires travaillant sur des produits radioactifs; son but est de donner une alarme lorsque quelqu'un, passant sous le portique, presente une forte contamination, ou surtout transporte par inadvertance un corps radioactif. Cet appareil devant etre utilise dans les lieux ou peut regner un bruit de fond important, possede une compensation automatique de ce bruit de fond; un reglage de la sensibilite permet d'obtenir au mieux un declenchement pour une source. de 15 {mu}Ci en {gamma} et 10 {mu}Ci en {beta} passant sous le portique a la vitesse normale d'un homme qui marche. Une batterie montee en tampon permet a l'appareil de fonctionner meme en cas de coupure de courant. (auteur)

  8. Properties of low content uranium-molybdenum alloys which may be used as nuclear fuels; Proprietes des alliages uranium-molybdene de faibles teneurs utilisables comme materiaux combustibles

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

    sont presentees les caracteristiques metallurgiques des alliages uranium-molybdene de teneurs comprises entre 0,5 et 3 pour cent en poids de molybdene. Certains de ces alliages etant utilises dans les piles de puissance EdF, nous indiquons brievement les conditions de fonctionnement demandees aux materiaux combustibles: temperature maximum, gradient de temperature et pression externe. Dans une premiere partie sont etudiees les proprietes structurales des alliages en correlation avec les cinetiques des transformations de phases, nous decrivons les incidences de differents facteurs physico-metallurgiques sur la morphologie et sur la structure cristalline des materiaux: - conditions de solidification et heredite de la structure {gamma}, - vitesse de refroidissement au passage des points de transformation - suppression ou non de la transformation intermediaire {gamma} {yields} {beta} Dans une seconde partie, nous indiquons comment la connaissance des processus des transformations de phase a permis de definir les conditions d'elaboration optimales de ces materiaux sous forme de tubes de combustibles destines aux reacteurs EdF: conditions de coulee traitement de refroidissement controle, soudabilite. Dans une troisieme partie, nous etudions la stabilite thermique au cours de paliers de longue duree a haute temperature et de cycles, dans les deux domaines du diagramme d'equilibre {alpha} + {gamma}, {beta} + {gamma}; les influences de la morphologie (en particulier des deux types de pseudo-grains {alpha} observes) et de la vitesse de refroidissement lors du passage des points de transformation sont discutees. Dans une quatrieme partie, les proprietes mecaniques sont discutees resistance a la traction, resistance au fluage, resilience. Ces proprietes peuvent etre egalement influencees par l'heredite de la structure {gamma} et par la vitesse de refroidissement subie par l'alliage. En conclusion, nous developpons les raisons qui ont motive le choix de certains de ces alliages

  9. Le systeme d’information des reseaux de sante: la reorganisation de la medecine en e-sante

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Maryline Margueritte

    2013-01-01

    Full Text Available Les réseaux de santé ont développé depuis plusieurs années des dispositifs permettant une prise en charge coordonnée des patients en France, tant sur les plans médical que médico-psycho-social et humain. Certains ont développé des dossiers de santé partagés informatisés permettant la mise en commun d’informations utiles à la coordination et à la continuité des soins. Depuis 2009 avec la réforme de l’hôpital on veut installer des modes de fonctionnement coopératifs entre les professionnels et avec les usagers du système de santé. La mise en œuvre d’un système d’information de santé pour assurer d’une part, la transversalité du processus métier avec le patient et d’autre part pouvoir mesurer les résultats médicaux et économiques de cette évolution d’un système complexe d’information. Dans ce contexte, les possibilités offertes par les technologies de l’information et de la communication (TIC permettent la mise en place d’applications favorisant une augmentation de la participation « on line » des citoyens. Le « virage ambulatoire » exporte la santé hors des murs. C’est une médecine innovante qui permet au patient de rester dans son « chez soi ». En France, ce re-engeneering repose sur quatre domaines : un dossier médical informatisé, une prise en charge collective par les professions médicales et paramédicales, une autonomisation et une mise en réseau du secteur de santé.

  10. Les oligonucléotides synthétiques "antisens" (1re partie)

    OpenAIRE

    Cravador, A.

    1994-01-01

    Le sujet que nous abordons aujourd'hui est une illustration de l'évolution des approches chimiques qui visent à obtenir des molécules ayant des effets biologiques (par exemple dans la recherche de nouveaux médicaments), ou qui fonctionnent comme sonde (par exemple dans le diagnostic médical).

  11. Synthesis of amphiphilic macrocyclic molecules from family of aza-porphyrins and study in Langmuir-Blodgett films; Synthese de molecules macrocycliques amphiphiles de la famille des azaporphyrines et etude en films de Langmuir-Blodgett

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Palacin, Serge

    1988-03-04

    The cellular automata, also called formal neurons, directly inspired by the knowledge concerning the nervous system, are able to mimic some basic processes of brain, as shape recognition, connecting memory, information sorting... This work aims to build a molecular structure able to fit the working rules of a bidimensional cellular automata. So, amphiphilic molecules belonging to the aza-porphyrin family are synthesized and organized into a planar paving by the Langmuir-Blodgett technique. The regular structure of the outcoming ultra-thin films is studied by linear dichroism and anisotropic electron spin resonance. The physico-chemical behaviour of the amphiphilic molecules is studied and brings about an explanation of the redox phenomena which are observed on the monomolecular film on the water surface. So are we able to outline the future chemical addressing ways of the bidimensional cellular automata. In the end of this dissertation, different ways likely to insure covalent bindings between the active sites and allow the transfer of information within the cellular network are discussed. (author) [French] Les reseaux d'automates, aussi appeles neurones formels, directement inspires par les connaissances nouvelles concernant le fonctionnement du systeme nerveux, sont a l'heure actuelle capables de reproduire certaines operations fondamentales du cerveau, telles que la reconnaissance de forme, la memoire associative, le tri d'information... Le travail a pour but de realiser une structure moleculaire susceptible d'obeir aux regles de fonctionnement d'un automate cellulaire bi-dimensionnel. Dans ce but, des molecules amphiphiles de la famille des azaporphyrines sont synthetisees et organisees en un pavage plan par la methode de Langmuir-Blodgett. La structure reguliere des films ultraminces obtenus est determinee par dichroisme lineaire et resonance paramagnetique electronique anisotrope. Les caracteristiques physico-chimiques des molecules amphiphiles sont etudiees

  12. 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

  13. Comportement des métaux et fonctionnement d’un estuaire en zone sub aride : cas de l’estuaire du Souss (côte atlantique Marocaine

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Elmouden, A.

    2005-04-01

    Full Text Available Selected trace metals (Pb, Zn, Cu, Ni and Cr were studied in surface sediments and cores from the Souss wadi estuary. Trace metal concentrations in riverine and effluent SPM, and in down-the estuary, bed sediments, show that Cr and Ni have a geological origin, while, Pb, Zn and Cu apparently are anthropogenic. The concentration of most metals in down-the estuary sediments diminish in relation to the regional geochemical background by scavenging effects and desorption processes. The vertical distributions of trace metals show an enrichment in finer grained horizons ascribed to the diffusive flux of metals and their retention by the clay-rich layers. The estuary does not constitute a trap for polluting metals as occurs in wet climates. However, the mud flats sedimentary column records a slight increase in polluting elements. The transit of these metals towards the seawater could generate a risk for the aquatic life and for the surrounding beaches.Pour comprendre la distribution et le transfert des métaux lourds à l’interface eau douce - eau salée sous climat sub-aride, les métaux Pb, Zn, Cu, Ni et Cr ont été analysés dans les sédiments superficiels et dans deux carottes prélevées au niveau de la slikke de l’estuaire de l’oued Souss qui est soumis en plus au rejet d’un effluent urbain. La comparaison des concentrations en métaux dans les matières en suspension fluviatiles, celles de l’effluent urbain et dans les sédiments superficiels du bas estuaire montre que Cr et Ni ont une origine lithogénique alors que Pb, Zn et Cu auraient une origine anthropique. Les teneurs de la majorité des métaux montrent un appauvrissement vers l’aval en comparaison avec le fond géochimique naturel. Cet appauvrissement a été expliqué par un phénomène de solubilisation des métaux liés à la phase particulaire et au balayage par les courants de marées des particules sédimentées sur la slikke et appauvries en métaux. La distribution

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1961-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1959-07-01

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

  16. Éclairage sur les transformations des structures agricoles dans les Alpes

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Thomas Streifeneder

    2009-07-01

    Full Text Available La région couverte par la Convention alpine a connu un recul important des exploitations agricoles (– 40 % entre 1980 et 2000. Des régions stables (Autriche, Suisse côtoient des régions profondément transformées (Italie, Slovénie. Les modifications agrostructurelles ont conduit à des bouleversements majeurs dans les structures de fonctionnement (agrandissement des exploitations, abandon de surface agricole utile, partages diversifiés des types socio-économiques d’exploitations. Cela résulte de divers facteurs, qu’ils soient culturels (l’attachement aux traditions agricoles, l’identification de la société au monde agricole, politico-agricoles (Politique Agricole Commune, OMC ou économiques (opportunités de revenus non-agricoles et fonctionnels (taille des exploitations. Au-delà des différenciations nationales et régionales majeures au sein de l’arc alpin (abandon d’exploitations modéré à fort, les exploitations agricoles affrontent les mêmes enjeux en ce qui concerne les transformations des structures agricoles (ex : abandon d’exploitation et augmentation de la taille des exploitations restantes. En comparaison avec la moyenne à l’échelle alpine de l’évolution du nombre d’exploitations et des surfaces agricoles utiles (1980-2000, on peut observer des tendances modérées (Autriche/Suisse/Allemagne, dynamiques (Italie/Slovénie ou non corrélées (France.The Alpine region registered a substantial abandonment of farms (-40% between 1980 and 2000. Both Alpine regions with a relatively stable situation (AT, CH and regions with significant agricultural changes (IT, SI exist next to each other. The agro-structural change has led to profound changes in operational structures (enlargement of farms, abandonment of utilised agricultural areas, varying shares of socio-economic farm types. This resulted from various cultural (e.g. relatedness to agricultural traditions, identification of the society with

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Andreoni, Daniel

    1975-11-28

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

  18. Assessment of End-Plug Welding of Fuel Elements; Evaluation des Soudures Terminales des Elements Combustibles; Otsenka kachestva privarki kontsevoj probki toplivnykh ehlementov; Inspeccion de la Soldadura del Tapon Terminal de los Elementos Combustibles

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Nakamura, Y.; Aoki, T. [Tokai Refinery, Atomic Fuel Corporation (Japan)

    1965-10-15

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

  19. 1233-IJBCS-Article-Kouassi Ahoussi Ernest

    African Journals Online (AJOL)

    hp

    Recherche (UFR) des Sciences de la Terre et des Ressources Minières ... Elles sont faiblement minéralisées, avec une conductivité électrique qui ...... géochimique du fonctionnement de la nappe profonde de Gafsa Nord (Tunisie centrale).

  20. Des alliances d’action pour faire des enjeux sociétaux une source d’innovation, de création et de transformation

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Philippe Lemoine

    2012-01-01

    Full Text Available Les rapports entre l’économie et les autres sphères de la société sont en train de se transformer, et avec eux, les expressions de la solidarité et les modèles d’engagement. Parmi eux, les alliances entre acteurs hétérogènes (entreprises, ONG et « social business », pouvoirs publics, acteurs de l’Internet, etc. permettent de s’attaquer aux grands enjeux de ce monde avec davantage de justesse et d’efficacité. En agrégeant des acteurs aux logiques différentes dans une dynamique de co-création, les alliances ouvrent de nouveaux horizons de développement. Avec la Clinton Global Initiative, Bill Clinton s’est donné comme objectif d’encourager les alliances sur des actions généreuses qui soient efficaces et mesurables. Si la dynamique fonctionne dans le monde anglo-saxon, elle peine à s’installer en Europe. Pourtant les acteurs européens disposent de nombreux atouts pour s’engager dans de nouvelles alliances transformatrices de notre monde et auraient tout intérêt, pour ce faire, à se fédérer. Plusieurs membres européens de la Clinton Global Initiative ont ainsi lancé le réseau « The European Network » pour amorcer un mouvement en Europe et donner une ambition européenne à l’engagement sociétal. Cet article décrit les singularités des alliances avant de présenter la structuration de l’action européenne en relation avec la Clinton Global Initiative.

  1. Les enjeux liés à l’intégration de l’approche BIM de modélisation des données du bâtiment à l’enseignement universitaire : cas d’une école d’ingénierie

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Conrad Boton

    2017-01-01

    Full Text Available Le succès grandissant de l’approche de modélisation des données du bâtiment (BIM change le paradigme de fonctionnement de l’industrie de la construction et les universités sont confrontées à des défis importants dans leurs efforts pour introduire l’approche BIM dans l’enseignement. Plusieurs travaux ont étudié la question, mais chaque étude en a abordé des aspects spécifiques. Ainsi, il n’existe pas de cadre global fournissant des lignes directrices pratiques et neutres. Le cadre proposé dans cet article établit sept grands défis : les compétences à acquérir, l’approche pédagogique, les méthodes d’évaluation, l’environnement technologique, les partenariats industriels, l’approche de mise en œuvre et le calendrier. L’étude du cas d’une université d’ingénierie canadienne est également proposée.

  2. 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

  3. Réception des cours magistraux avec support projeté en contexte universitaire

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Dufour Sophie

    2012-07-01

    Full Text Available Les cours magistraux sont mixtes, utilisant à la fois l’oral et l’écrit. Comme dans d’autres formes d’enseignement universitaire, de nouveaux écrits y prennent une place de plus en plus importante. Ce sont des genres écrits spécifiques générés en particulier par les Tice et les logiciels de type PowerPoint. Ces supports ont une influence sur l’activité des étudiants exposés à ce double flux d’informations écrites et orales. Il s’agit d’une part de mieux observer le fonctionnement dynamique de ces combinaisons synchrones oralographiques, et, d’autre part, d’en observer les conséquences sur le travail de réception et de stabilisation, par les étudiants. Nous nous inscrivons ici dans la lignée des travaux menés depuis plusieurs années au sein de notre laboratoire sur l’analyse des cours magistraux, qui ont mis en évidence un certain nombre de phénomènes discursifs et contextuels susceptibles d’avoir un impact sur leur réception par les étudiants. L'enquête réalisée en entretiens semis-guidés auprès d’étudiants de cursus divers qui a fourni les données à la base du travail que nous proposons, permettra dans un premier temps d'approcher les comportements de réception des étudiants en CM. Nous aborderons ensuite la complémentarité discursive existant entre le discours oral de l’enseignant en CM et l’écrit public qu’il projette à son auditoire sous forme de PPT. Enfin nous évaluerons l’intérêt que les étudiants peuvent entrevoir dans la mise à disposition via des plateformes de cours de type BV soit avant, soit après le cours du PPT proposé par l’enseignant.

  4. 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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1958-07-01

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

  6. 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

  7. Rôle des coopératives dans le fonctionnement du bassin de collecte laitier du Tadla, Maroc

    OpenAIRE

    Le Gal , P.-Y.; Oudin , E.; Kuper , M.; Moulin , C.-H.; Sraïri , T.

    2007-01-01

    International audience; Le bassin de collecte laitier situé sur le périmètre du Tadla se structure autour d'une usine de transformation industrielle approvisionnée par une myriade de petits éleveurs. Cette atomisation de l'offre a rendu nécessaire la mise en place de coopératives de collecte chargées d'agréger l'offre et d'assurer la chaîne du froid au plus près des producteurs. De fait, ces coopératives jouent un rôle central d'intermédiaire dans la chaîne d'approvisionnement allant de l'eau...

  8. Linear systems surviving the first breakdown; Systemes unbaires survivant a la premiere panne

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1967-07-01

    Various types of linear systems are described which are not affected by the first breakdown. They make it possible to operate continuously and are thus very reliable. This is because the first breakdown which occurs affects only very slightly the operation. These components can be replaced during working. The operation, the errors, and the detection are briefly considered in the case of three different designs of linear servo systems. An attempt at comparison is made, it could be developed in a particular case. (author) [French] On decrit divers types de systemes lineaires survivant a la premiere panne. Ils permettent un fonctionnement permanent et sont donc d'une tres grande fiabilite. En effet, une panne, qui peut etre signalee, perturbe peu le fonctionnement. Ces composants peuvent etre remplaces en marche. Les considerations de fonctionnement, d'erreur, de detection des pannes sont succinctement presentees, sur trois schemas de systemes lineaires asservis. Une tentative de comparaison est faite, qui pourrait etre developpee dans des cas precis. (auteur)

  9. Radioprotection problems resulting from the presence of experimental devices around an atomic reactor; Problemes de radioprotection poses par l'implantation de dispositifs experimentaux aupres d'une pile atomique

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Fitoussi, L; Lebouleux, Ph; Bricard, Ph; Moreau, A [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1965-07-01

    The setting up of experimental devices around a reactor produces dangers of irradiation and radioactive contamination which can become very great in the case of an accident, especially if the in-pile portion contains fissile matter. This may result in irradiation of personnel, prohibition of access to the experimental zones until the sources of irradiation and contamination have been eliminated, and a prolonged stoppage of the reactor. The plans for an in-pile experiment should take into account radioprotection factors; the aim of these is to reduce to a minimum the radioactive risks normally encountered during the experiment and to eliminate any risks of bad accidents and their consequences. In this report are classified the various types of experiments requiring installations outside the pile itself; for each of these experiments the particular radioprotection factors are given. In order to make possible a study of the radioactive dangers likely to arise during a projected experiment, the authors summarize the physical and technical data required by radioprotection specialists and give the rules and general advice concerning radioprotection which should be useful during the planning of an in-pile experiment and the setting-up of the equipment. (authors) [French] L'implantation de dispositifs experimentaux aupres des reacteurs cree des risques d'irradiation et de contamination radioactive qui peuvent devenir importants en cas d'accident, surtout si la partie en pile comprend des matieres fissiles. Il peut en resulter des irradiations de personne, l'interdiction des aires experimentales jusqu'a elimination des sources d'irradiation et de contamination, un arret prolonge de la pile. L'etude d'un projet d'experience en pile doit donc tenir compte des considerations de radioprotection dont le souci est de reduire aux niveaux tolerables les risques radioactifs inherents au fonctionnement normal de l'experience et d'eliminer les risques d'accidents graves et leurs

  10. Un simulateur de production de puits exploité en gas-lift. Deuxième partie : domaines de fonctionnement A Production Simulator for Gas-Lift Wells. Part Two: Working Conditions

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Caralp L.

    2006-11-01

    Full Text Available Après une description des conditions d'accès aux domaines de fonctionnement étudiés, les différents types de fonctionnement du système non-linéaire sont présentés pour les trois couples de paramètres retenus. Des oscillations amorties sont mises en évidence au voisinage de la limite du fonctionnement stationnaire stable. L'influence non négligeable de la désorption gazeuse est observée. Les formes envisageables de la notion de rendement sont évoquées et pour un couple de paramètres, un espace de fonctionnement optimal est indiqué. The production simulator of a gas-lift well has already been described [1]. It should be noted that the physical modeling of the process requires 43 variables, 3 partial differential equations, 17 algebraic equations, 19 constants and 4 correlations. This entire set is used to describe the parts of the model, i. e. the annular space, the reservoir, the tubing (separated into two portions by the injection orifice all making up the complete model formed by the gathering of the elements in the light of the boundary exchange conditions. The numerical solving of this system of equations requires first-order spatio-temporal discretizing, which leads to a set of recurring equations in space (well depth and in time (time of simulation. The identification of possible types of operating, searching for their domains of existance, and the effect of different possible approximations are part of the understanding of this complex nonlinear system, which has a variety of industrial uses. Among the set of parameters making up the model, the present study is concerned with three that are directly involved in the gas-lift phenomenon, i. e. the gas flow rate upon entering the annular space QATg, the pressure at the tubing head Ptt, and the diameter of the injection orifice Do. The first two are inputs for the gas-lift black box in the sense of automation, and the third is the major physical parameter governing the

  11. Fuel location, homogeneity and amount in flat and tubular configurations; Repartition, Homogeneite et Quantite du Combustible dans les Elements a Configuration Plate ou Tubulaire; Polozhenie, gomogennost' i kolichestvo topliva v ploskikh i trubchatykh konfiguratsiyakh; Disposicion, Homogeneidad y Cantidad de Combustibles en Configuraciones Planas y Tubulares

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Meester, P. de [Studiecentrum voor Kernenergie, Mol (Belgium)

    1965-10-15

    standards are considered. Accuracy and elimination of errors are discussed. Some possible future improvements in the tests are proposed. (author) [French] Les elements combustibles pour le reacteur d'essai de materiaux BR-2 peuvent etre-realises, soit avec des plaques obtenues par cadrages, soit avec des tubes obtenus par coextrusion. Au cours de la fabrication et avant le chargement dans le reacteur, il faut verifier ou mesurer la repartition, l'homogeneite et la quantite du combustible. Il faut connaitre la repartition du combustible pour le positionnement de l'ame dans les plaques et tubes ainsi que pour une premiere evaluation qualitative du produit du point de vue des specifications geometriques. On a procede a des radiographies 3 80-90 keV, ainsi qu'a des autoradiographies et gammagraphies avec une source au thulium-170. Pour l'examen radiographique des tubes de combustible, on a introduit dans le tube un mandrin en plomb auquel etait fixe un film sensible aux rayons X , puis on a fait des radiographies sous divers angles. En utilisant une source radioactive se deplacant le long de l'axe du tube et un film place autour du tube, on a obtenu des enregistrements avec un tres bon contraste. Il faut controler l'homogeneite du combustible pour assurer la securite du fonctionnement du reacteur, c'est-a-dire pour eviter toute concentration excessive de combustible pouvant donner lieu a des formations de vapeur pendant le fonctionnement du reacteur et pour garantir que le chargement de combustible est suffisant et regulierement reparti. On peut faire appel a des radiographies en vue d'une verification visuelle. Cependant, s'il est necessaire de faire une analyse quantitative, il est preferable d'utiliser un spectrometre g a m m a a scintillation permettant de mesurer le rayonnement propre emis par l'uranium-235. Le memoire contient une' analyse des resultats obtenus pour quelque 400 plaques de combustible et pour un premier lot de tubes de combustible. Il est possible de

  12. 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

  13. Un système d'avant-garde rend l'accès à l'information abordable ...

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

    27 oct. 2010 ... Bien avant l'avènement des ordinateurs personnels et d'Internet, les énormes collections et bases de données des organismes des Nations Unies étaient consultables sous forme numérique par le truchement d'un système appelé ISIS. Par contre, ce système ne pouvant fonctionner qu'au moyen ...

  14. Comportement des pots catalytiques en présence de carburants oxygénés Behavior of Catalytic Mufflers in the Presence of Oxygenated Fuels

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Degobert P.

    2006-11-01

    Full Text Available A partir d'un examen critique de la bibliographie disponible, et après un rappel des répercussions sur les émissions de la présence d'alcools dans les carburants, sont successivement examinées les performances d'épurateurs catalytiques multifonctionnels ou d'oxydation appliqués à des véhicules alimentés avec des carburants dont les teneurs en produits oxygénés varient entre 10 et 100 %. Les performances des catalyseurs s'écartent peu de celles constatées dans le cas de l'essence. Elles restent très bonnes vis-à-vis des polluants non réglementés. Par ailleurs, le pot catalytique n'engendre pas, dans ses conditions normales de fonctionnement, de polluants supplémentaires caractéristiques des combustibles oxygènes utilisés. Based on a critical examination of the literature available and after a review of the effects of the presence of alcools in fuels on emissions, this article successively examines the performances of multifunctional or oxidation catalytic scrubbers applied to vehicles fed with fuels containing between 10 and 100% oxygenated products. The performances of catalysts are not very different from those found with gasoline. They remain very good with regard to pollutants not covered by regulations. Furthermore, under normal operating conditions, a catalytic muffler does not produce any supplementary pollutants characteristic of the oxygenated fuels used.

  15. 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

  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. Special concretes for protection in piles (1963); Les betons speciaux dans la protection des piles (1963)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Condat, M.J.; Lafore, P.; Rastoin, J. [Commissariat a l' Energie Atomique, Fontenay-aux-Roses (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1963-07-01

    The report reviews the main concretes used for the protection of reactors. First are examined the general factors affecting the selection of concretes for protection; some of the general aspects of radiation attenuation (fast and thermal neutrons, {gamma}) are then recalled. After an enumeration of the qualities and defects of conventional concretes, desirable or possible improvements are proposed: introduction of heavy elements for increasing the efficiency with respect to fast neutrons and {gamma}; increase in the hydrogen content (as H{sub 2}O), addition of absorbent products (B, Li, rare earths) for thermal neutron capture. A list is given of the principal products used for this purpose. Finally there is a rapid review of the preparation, the stability with time, and the resistance to radiation and to heat. Appendices and tables give details and numerical values. Appendix 1 deals with the question of water in concretes. Appendix 2 gives a classification of concretes based mainly on their density. At the end, ten tables give the compositions and values of the physical and mechanical characteristics of sixteen particularly typical concretes. (authors) [French] Le rapport passe en revue les principaux betons utilisables pour la protection des reacteurs. On examine d'abord les facteurs generaux influencant la selection des betons de protection; on rappelle ensuite brievement les aspects generaux de l'attenuation des rayonnements (neutrons rapides, neutrons thermiques, {gamma}). Apres avoir rappele les qualites et les defauts des betons classiques, on fait ressortir les perfectionnements souhaitables ou necessaires: introduction d'elements lourds pour ameliorer l'efficacite contre les neutrons rapides et les {gamma}; augmentation de la teneur en H (en H{sub 2}O); addition de corps absorbants (B, Li, terres rares) pour capturer les neutrons thermiques. On enumere les principaux corps utilises a cet effet. On termine par un tres rapide apercu sur

  18. Special concretes for protection in piles (1963); Les betons speciaux dans la protection des piles (1963)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Condat, M J; Lafore, P; Rastoin, J [Commissariat a l' Energie Atomique, Fontenay-aux-Roses (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1963-07-01

    The report reviews the main concretes used for the protection of reactors. First are examined the general factors affecting the selection of concretes for protection; some of the general aspects of radiation attenuation (fast and thermal neutrons, {gamma}) are then recalled. After an enumeration of the qualities and defects of conventional concretes, desirable or possible improvements are proposed: introduction of heavy elements for increasing the efficiency with respect to fast neutrons and {gamma}; increase in the hydrogen content (as H{sub 2}O), addition of absorbent products (B, Li, rare earths) for thermal neutron capture. A list is given of the principal products used for this purpose. Finally there is a rapid review of the preparation, the stability with time, and the resistance to radiation and to heat. Appendices and tables give details and numerical values. Appendix 1 deals with the question of water in concretes. Appendix 2 gives a classification of concretes based mainly on their density. At the end, ten tables give the compositions and values of the physical and mechanical characteristics of sixteen particularly typical concretes. (authors) [French] Le rapport passe en revue les principaux betons utilisables pour la protection des reacteurs. On examine d'abord les facteurs generaux influencant la selection des betons de protection; on rappelle ensuite brievement les aspects generaux de l'attenuation des rayonnements (neutrons rapides, neutrons thermiques, {gamma}). Apres avoir rappele les qualites et les defauts des betons classiques, on fait ressortir les perfectionnements souhaitables ou necessaires: introduction d'elements lourds pour ameliorer l'efficacite contre les neutrons rapides et les {gamma}; augmentation de la teneur en H (en H{sub 2}O); addition de corps absorbants (B, Li, terres rares) pour capturer les neutrons thermiques. On enumere les principaux corps utilises a cet effet. On termine par un tres rapide apercu sur la mise en oeuvre, la

  19. Du fonctionnement dialogique de l’insistance pronominale en français

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Nowakowska Aleksandra

    2016-01-01

    Full Text Available En appui sur les travaux de Bakhtine, le dialogisme peut être défini comme l’orientation constitutive de tout discours vers d’autres discours. Le présent article examine le fonctionnement dialogique de l’insistance pronominale en français (je travaille, moi !. Est-elle un marqueur ou un signale dialogique ? Nous présenterons dans un premier temps le cadre théorique et méthodologique de notre recherche ainsi que les données sur lesquelles celle-ci est basée. Nous proposerons ensuite une description syntaxique et textuelle de l’insistance pronominale, avant de la relier à la notion de dialogisme pour voir si ce phénomène linguistique est un marqueur ou un signal dialogique au sens attribué à cette distinction par Bres et Mellet 2009.

  20. MODÉLISATION DES FLUX DE CHALEUR GÉNÉRÉS PAR FROTTEMENT GLISSANT DANS UN CONTACT CUIVRE-ACIER TRAVERSÉ PAR UN COURANT ÉLECTRIQUE

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    A BOUCHOUCHA

    2001-06-01

    Full Text Available Le problème de la conduction de la chaleur dans un contact électrique glissant cuivre–acier est étudié. Le couple fonctionne dans des conditions atmosphériques et est donc refroidi par convection naturelle à travers les faces latérales. En utilisant l'équation de la chaleur, un modèle de calcul de la température interfaciale a été élaboré. A l'aide de la méthode des volumes finis, les résultats de la température en fonction de la charge normale, la vitesse de glissement et le courant électrique sont donnés. Une comparaison avec la méthode d'Archard est faite. Les résultats montrent une bonne concordance. Une discussion globale du modèle élaboré et son application dans les contacts électriques glissants a été dégagée.

  1. EVALUATION DE L’IMPACT ENVIRONNEMENTAL : GeneSys-Colza : un modèle des effets à moyen et à long terme des systèmes de culture sur les flux de gènes entre champs de colza et repousses dans un espace agricole

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Colbach Nathalie

    2000-07-01

    repousses de colza; il n’est pas non plus possible d’attendre les résultats des plates-formes pour estimer des risques à long terme. Pour ces raisons, nous avons entrepris de construire un modèle rendant compte de la répartition spatiale des systèmes de culture ainsi que de leurs effets sur la dissémination, dans le temps et l’espace, d’un transgène (par exemple un gène de résistance aux herbicides ou un gène codant pour un acide gras et sur sa persistance dans les populations de repousses de colza, sur des parcelles ayant ou non été cultivées avec la variété de colza transgénique. Les autres risques liés aux cultures transgéniques (résistance aux antibiotiques, allergies alimentaires, etc. ne sont pas considérés dans cette étude. Dans cet article, nous allons présenter les grands principes du modèle d’évolution démographique et génétique des repousses de colza fonctionnant au niveau d’un champ cultivé, puis l’intégration et le fonctionnement de ce modèle au niveau régional. Les exemples décrits lors de la présentation du modèle et des simulations se rapportent généralement à un colza transgénique résistant à un herbicide. Mais le modèle peut également être utilisé pour évaluer le flux de gènes à partir de nouvelles variétés obtenues par sélection classique et/ou pour des gènes codant pour d’autres caractéristiques telles qu’une teneur en acide gras.

  2. 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)

  3. 2440-IJBCS-Article-Afelu Bareremma

    African Journals Online (AJOL)

    hp

    de certaines normes, le feu échappe au contrôle et devient néfaste aux écosystèmes et au cadre de vie. Cette ... contexte tropical et face aux défis de gestion durable des écosystèmes forestiers et ... fonctionnement et la dynamique des.

  4. 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)

  5. Adiabatic calorimeter with static vacuum for the measurement of the heating of in- pile materials; Calorimetre adiabatique a vide statique pour la mesure d'echauffements de materiaux en pile

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

    After having reviewed the various interaction processes occurring between radiations present in nuclear reactors and matter, the author describes the different calorimetric methods which may be used for measuring the energy absorbed in the materials. He then gives a detailed description of the adiabatic calorimeter, the associated measurement device and the calibration methods which have been chosen. He finally gives values for the heating produced at various experimental positions in the reactors EL-2 and EL-3 for several materials currently used in reactor construction. (author) [French] Apres avoir passe en revue les differents processus d'interaction des rayonnements, existant dans les reacteurs nucleaires, avec la matiere, l'auteur decrit les differentes methodes calorimetriques qui peuvent etre utilisees pour mesurer l'energie absorbee dans les materiaux. II presente ensuite en detail le calorimetre adiabatique, le dispositif de mesure associe et les methodes d'etalonnage qui ont ete retenus. Enfin il donne des valeurs d'echauffement dans divers emplacements experimentaux des piles EL-2 et EL-3 pour differents materiaux d'utilisation courante dans les reacteurs. (auteur)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-09-15

    zone 'chaude ' du reacteur. Ils discutent la relation entre la conductivite electrique et la dose d'irradiation. Les auteurs decrivent un instrument de mesure de la permeabilite, de la remanence et de la force co- ercitive en fonction des contraintes mecaniques, de la deformation elastique et inelastique et de la dose d'irradiation. Ils donnent des mesures de la variation des proprietes magnetiques en fonction des contraintes elastiques et de la deformation inelastique. Ils etudient les effets de l'irradiation sur la permeabilite et sur la force coercitive. Les auteurs decrivent un instrument permettant la mesure rapide et la lecture directe de la permeabilite des elements en acier inoxydable. Ils expliquent la correlation entre la permeabilite et la teneur en ferrite {Delta}. Us discutent certaines mesures du pourcentage de ferrite {Delta} dans les soudures de tubes en acier inoxydable ainsi que certaines mesures de precipitation de ferrite {Delta} en fonction de la deformation inelastique (forgeage a la main d'elements combustibles pour reacteurs). (author) [Spanish] Se describe un intrumento para medir y registrar en forma totalmente automatica el modulo de Young, el modulodecorte y la capacidad de amortiguamiento, en funcion de la temperatura y el tiempo. El modulo de Young se determina excitando muestras de diversos tamanos con sus frecuencias naturales, mientras que la capacidad de amortiguamiento se mide en funcion de la libre atenuacion de la vibracion, o bien por la anchura media de la curva de resonancia. Se presentan ejemplos de medidas de la recuperacion despues de provocar danos por irradiaciones y deformaciones plasticas asf como grado de grafitacion. Se describe la deteccion de fallas y variaciones de densidad en barras de grafito. Se explica, ademas, un metodo para investigar la retencion de pastillas de UO{sub 2} en tubos austenfticos de pared delgada. Se describe un horno especial para estudiar el comportamiento elastico e inelastico de muestras

  7. 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

  8. Ions behaviour in a wilson chamber with internal self-command; Comportement des ions dans une chambre de wilson a autocommande interne

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Laboulaye, H de; Tzara, C; Studinovski, J [Commissariat a l' Energie Atomique, Lab. du Fort de Chatillon, Fontenay-aux-Roses (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1952-07-01

    Study, with the help of a self-commanded chamber, of ions behaviors created in this one by a {alpha} particle. The authors put in evidence the phenomenon of multiplication and recover the required conditions for the working of the proportional counters. They verify that the ions reach quickly a steady aggregation state in their gas-steam mixture. These aggregations have a middle mobility of about 0,9 cm{sup 2}.V{sup -1}.sec{sup -1}. They signal an unexpected phenomenon that they assign at a thermodynamic reason. (author) [French] Etude, a l'aide d'une chambre autocommandee, du comportement des ions crees dans celle-ci par une particule {alpha}. Les auteurs mettent en evidence le phenomene de multiplication et retrouvent les conditions requises pour le fonctionnement des compteurs proportionnels. Ils verifient que les ions atteignent rapidement un etat d'agregat stable dans leur melange gaz-vapeur. Ces agregats ont une mobilite moyenne d'environ 0,9 cm{sup 2}.V{sup -1}.sec{sup -1}. Ils signalent un phenomene inattendu qu'ils attribuent a une cause thermodynamique. (auteur)

  9. 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)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

    internal can of the annular element, has necessitated very much research work. - the exact temperature drop at the contact between the uranium and the can, and the strength of the lower end of the cartridge are points which are increasingly crucial in the case of the annular element. All in all the annular element thus calls for a great research effort. This effort is justified by the big step forwards in which it will result in the case of the EDF reactors thanks to its high specific power and to the high weight of uranium in each cartridge. (authors) [French] La politique choisie en France pour le developpement des elements combustibles destines aux reacteurs de l'Electricite de France, consiste a chercher, pour chaque pile nouvelle, a beneficier au maximum des progres techniques les plus recents en etudiant chaque fois un nouvel element combustible permettant une puissance par canal aussi elevee que possible. Les derniers elements combustibles ainsi etudies par le Commissariat a l'Energie Atomique sont de deux types differents: un element a tube d'uranium ferme aux deux extremites et refroidi exterieurement (ce type d'element, retenu pour les reacteurs EDF 2, EDF 3 et EDF 4 permet des puissances specifiques maximum de l'ordre de 6 MW/t). Un element a tube d'uranium ouvert, refroidi interieurement et exterieurement, appele clemont annulaire et dont on etudie la possibilite pour EDF5. Un tel element peut permettre des puissances specifiques superieures a 12 MW/t. Ces deux types d'elements possedent des caracteristiques communes: la gaine, pour le refroidissement externe, comporte des ailettes en chevron. Ce type de profil, qui a recu recemment des ameliorations notables augmentant son efficacite thermique, a l'avantage important d'eviter les vibrations de cartouche mais a pose des problemes technologiques de tenue au cyclage thermique qui ont necessite une etude approfondie. les cartouches sont placees a l'interieur de chemise en graphite, ce qui limite les efforts

  11. Graphite reactor physics; Physique des piles a graphite

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

    physique des piles de puissance a graphite et uranium naturel se poursuit depuis parallelement au developpement de ce type de piles. L'etude systematique des proprietes des reseaux en fonction du pas, de la geometrie du combustible et du diametre des canaux de refroidissement a pu etre entreprise a partir de 1960 grace a l'empilement critique MARIUS. Cette etude a permis de couvrir un domaine tres etendu: pas variant de 19 a 38 cm, barreaux et tubes d'uranium dont les sections droites vont de 6 a 35 cm{sup 2}, canaux dont le diametre est compris entre 70 et 140 mm. On a pu ainsi verifier, et au besoin adapter, les methodes de calcul de reseaux. Le fonctionnement des piles de Marcoule, ainsi que les experiences effectuees sur ces piles au cours des dernieres annees, ont apporte des renseignements precieux sur l'evolution globale des proprietes neutroniques du combustible en fonction de l'irradiation. Des experiences plus precises ont egalement ete faites dans MARIUS avec des combustibles contenant du plutonium (combustibles irradiee ou reconstitues), et seront entreprises des le debut 1965 en temperature dans l'empilement critique CESAR, dont la construction s'acheve a Cadarache. Les analyses des combustibles irradies permettent de completer ces resultats et de faciliter leur interpretation. Il sera ainsi possible de verifier dans tout le domaine utile de temperature les theories de thermalisation et de spectres developpees en France. L'efficacite de barres de controle en fonction de leurs dimensions, des materiaux les constituant, et des reseaux les environnant a ete mesuree dans MARIUS, et les resultats ont ete confrontes d'une part avec le calcul, d'autre part avec les mesures effectuees dans EDF 1. Les etudes du controle proprement dit des piles a graphite ont porte essentiellement sur les risques d'instabilites spatiales, et sur les moyens de les deceler et de les combattre, ainsi que sur les deformations du flux provoquees par les barres de controle. (auteurs)

  12. Study of fission product {gamma} spectra in the band 2-500 keV; Etude du spectre {gamma} des produits de fission dans la bande 0-500 keV

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1959-07-01

    In the study of the {gamma} spectrum of uranium fission products, particular attention has been given in this note to the part of the spectrum ranging between 0 and 500 keV after a given pile operating programme and the evolution of this spectrum with time after a pile shutdown has been followed. The study be related to the fission products which appear in the pile as a whole or on those produced in a uranium sample assumed to have been placed in the pile. The latter case has been envisaged here. The spectrum determination is based partly on theory and partly on experiment. The pile operating conditions are different in the two cases, which widens the range of validity of the spectra traced here. (author) [French] Dans l'etude du spectre {gamma} des produits de fission de l'uranium, on s'est plus particulierement interesse dans la presente note a determiner la partie du spectre qui s'etend entre 0 et 500 keV, au bout d'un fonctionnement donne de pile, et a suivre l'evolution de ce spectre dans le temps apres un arret de pile. L'etude peut porter sur les produits de fission apparus dans toute la pile ou sur ceux apparus dans un echantillon d'uranium suppose place en pile. C'est ce dernier cas que nous avons envisage. La determination du spectre s'appuie sur une partie theorique et sur une partie experimentale. Les fonctionnements de pile choisis sont differents dans les deux cas, ce qui permet d'etendre la gamme de validite des spectres traces ici. (auteur)

  13. Study of fission product {gamma} spectra in the band 2-500 keV; Etude du spectre {gamma} des produits de fission dans la bande 0-500 keV

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1959-07-01

    In the study of the {gamma} spectrum of uranium fission products, particular attention has been given in this note to the part of the spectrum ranging between 0 and 500 keV after a given pile operating programme and the evolution of this spectrum with time after a pile shutdown has been followed. The study be related to the fission products which appear in the pile as a whole or on those produced in a uranium sample assumed to have been placed in the pile. The latter case has been envisaged here. The spectrum determination is based partly on theory and partly on experiment. The pile operating conditions are different in the two cases, which widens the range of validity of the spectra traced here. (author) [French] Dans l'etude du spectre {gamma} des produits de fission de l'uranium, on s'est plus particulierement interesse dans la presente note a determiner la partie du spectre qui s'etend entre 0 et 500 keV, au bout d'un fonctionnement donne de pile, et a suivre l'evolution de ce spectre dans le temps apres un arret de pile. L'etude peut porter sur les produits de fission apparus dans toute la pile ou sur ceux apparus dans un echantillon d'uranium suppose place en pile. C'est ce dernier cas que nous avons envisage. La determination du spectre s'appuie sur une partie theorique et sur une partie experimentale. Les fonctionnements de pile choisis sont differents dans les deux cas, ce qui permet d'etendre la gamme de validite des spectres traces ici. (auteur)

  14. Reactivity coefficients by perturbation theory; Calcul des coefficients de re activite par la theorie des perturbations; Koehffitsienty reaktivnosti, opredelennye pri pomoshchi teorii vozmushchenij; Determinacion, de coeficientes de reactividad con ayuda de la teoria de las perturbaciones

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Webster, J W [International Atomic Energy Agency, Vienna (Austria)

    1962-03-15

    lethargie, en procedant par analogie a partir de l'equation differentielle a un groupe relative au flux adjoint. b) Montre comment appliquer la forme a deux groupes de la theorie des perturbations au cas d'un reacteur surgenerateur a neutrons rapides, refroidi au mercure. Lors de l'essai preliminaire du reacteur, on a constate que la variation de reactivite accompagnant une variation de densite du mercure est telle que le coefficient net de la reactivite est negatif pour certaines regions et positif pour d'autres. Il est negatif pour les regions de poids statistique le plus eleve et ou une variation de puissance entrainerait le changement de densite le plus important. Le coefficient global de densite du mercure est donc negatif, et par consequent le coefficient cavitaire est positif, ce qui est dangereux. On peut facilement voir, en employant la forme a deux groupes, quelles modifications doivent etre apportees aux plans du reacteur etudie pour obtenir un coefficient cavitaire negatif. Au cours de recherches ulterieures, il s'est revele possible d'apporter certaines de ces modifications, et l'on est finalement parvenu a etablir des plans tels que le coefficient cavitaire du reacteur soit negatif. (author) [Spanish] Las formulas de la teoria de las perturbaciones pueden establecerse empleando uno de los procedimientos mas importantes de la heuristica matematica, que consiste en partir de una expresion sencilla para llegar por analogia a una expresion mas compleja. La presente memoria: (a) Formula la teoria de las perturbaciones como metodo para calcular los coeficientes de reactividad. Consiste principalmente en desarrollar la ecuacion diferencial del flujo adjunto como funcion continua de la posicion y del letargo, procediendo por analogia a partir de la ecuacion diferencial de un solo grupo para el flujo adjunto. (b) Presenta una aplicacion de la forma de dos grupos de la teoria de las perturba ciones a un reactor reproductor rapido, refrigerado por mercurio hirviente

  15. Regularities in the Changes of Absorber Material Properties as a Function of Absorber Concentration; Regularite des Variations des Proprietes des Substances Absorbantes en Fonction de la Concentration de l'Absorbant; Zakonomernosti izmeneniya svojstv poglashchayushchikh materialov v zavisimosti ot kontsentratsii poglotitelya; Leyes de Variacion de las Propiedades de los Materiales Absorbentes en Funcion de la Concentracion del Absorbente

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Portnoj, K. I.

    1964-06-15

    The paper presents regularities of the change in mechanical and heat-physical properties as well as in absorption capability as a function of absorber concentration for thermal and intermediate reactors. The thermal conductivity and the thermal expansion coefficient of absorber alloys containing boron and rare-earth element oxides is reduced with an increase of absorber concentration. Alloys with rare-earth element oxides have a linear law of the thermal expansion coefficient change, while for boron containing alloys this additive law of changes of properties is disturbed. This is caused by formation under high temperatures of boride phases with various crystal lattices. It is shown in the paper that absorption capability, being a function of absorber concentration, is changed along a curve with saturation and depends on the neutron spectrum. A hypothesis of the author on formation of absorption capability maximum under mutual alloying of absorbers is set forth. The hypothesis has got a wide experimental confirmation on a large number of metal and non-metal absorber system compositions in thermal and intermediate reactors. (author) [French] Le memoire expose la regularite des variations des proprietes mecaniques et thermiques ainsi que du pouvoir absorbant en fonction de la concentration de l'absorbant dans les reacteurs a neutrons thermiques et intermediaires. La conductibilite thermique et le coefficient de dilatation thermique des combinaisons absorbantes contenant du bore et des oxydes de terres rares diminuent a mesure qu'augmente la concentration de l'absorbant. Pour les combinaisons qui contiennent des oxydes de terres rares, la variation du coefficient de dilatation thermique est regie par une loi lineaire. Dans le cas des combinaisons contenant du bore, cette loi de variation des proprietes n'est pas rigoureusement applicable, du fait de la formation, a haute temperature, de phases 'borare' avec divers reseaux cristallins. Le memoire demontre que le

  16. brabez et bedrani et guettafi

    African Journals Online (AJOL)

    Administrateur

    des raisons de facilités d'accès. Pour l'analyse des .... "accès aux aides financières" (Binomial=0,035, p=0,5)). ... marché au niveau international est une option stratégique parmi .... s'améliorer leur mode de fonctionnement, mais pas de façon.

  17. Diversité des théories libérales en Grèce au XIXe siècle

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Roxane D. Argyropoulos

    2005-01-01

    Full Text Available Étudier l'émergence du mouvement libéral en Grèce au XIXe siècle implique une série de difficultés d'interprétation. C'est appréhender un univers qui a été légué par la Révolution française et nous conduit à l'acquisition de principes indispensables au fonctionnement d'une société démocratique moderne. Υ travers des types de discours différents, nous essayons de suivre les traces de cette mise en œuvre du principe de la liberté de 1830 jusqu'à la veille du premier conflit mondial. On assiste après 1830, à une période de transition mais également de mise en œuvre des idées novatrices des Lumières. Les libéraux grecs ont pris fait et cause pour des combats concernant le respect de la vie humaine, la réciprocité des droits et des devoirs et sont dominés par la préoccupation de la liberté d'expression et de création, l'abolition de la peine de mort, l'idéal républicain, l'instruction publique, le défi du progrès. Depuis les années 1830 jusqu'en 1870, se réclamer du libéralisme, c'est s'inscrire dans les forces progressistes. Mais, la dernière phase de son édification fut liée à la montée du socialisme et du marxisme, qu'il allait remettre en question, et dans les années qui ont suivi la défaite de 1897, le libéralisme est confronté à des théories comme la pensée polyvalente de Nietzsche. Dans les différentes phases de l'évolution de la pensée libérale en Grèce, on observe des variations qui pour la plupart sont des étapes du processus vers la démocratie.

  18. Performance Characteristics of the Experimental Boiling Water Reactor from 0 to 100 MW(t); Performances de l'EBWR de 0 a 100 MW; Rabochaya kharakteristika ehksperimental'nogo kipyashchego reaktora EBWR pri moshchnosti 0 - 100 mgvt.; Rendimiento del reactor experimental de agua hirviente (EBWR) entre 0 y 100 MW

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Iskenderian, A.; Lipinski, W. C.; Petrick, M.; Wimunc, E. A. [Argonne National Laboratory, Argonne, IL (United States)

    1963-10-15

    controle; emploi d'elements enrichis; fonctions de transfert; analyse des bruits; certaines mesures de flux; stabilite, etc. En outre, on a pu savoir comment se comportaient certaines pieces et parties constitutives du reacteur et si elles restaient intactes, notamment le systeme de controle de l'acide borique, le niveau des rayonnements, la distribution des produits de la corrosion, les vices de fonctionnement du materiel; les barreaux de combustible et les barres de commande, etc. Les performances de l'EBWR dependent presque exclusivement de l'entrainement de la vapeur dans le tube d'eau, de Tentraftiement du liquide par la vapeur qui se degage, et, indirectement, de remplacement de l'interface vraie dans le caisson. C'est l'entrafhement de la vapeur dans le tube d'eau qui domine pour les puissances inferieures. Au-dessus de 65 MW les performances du reacteur sont radicalement modifiees. La vitesse de degagement de la vapeur atteint 33 cm/s et la hauteur du dome de vapeur descend a 1m. Dans ces conditions, il se produit un entrainement de liquide par la vapeur qui augmente rapidement lorsqu'on augmente la puissance. Le reacteur cesse alors de se comporter comme un reacteur a eau bouillante a cycle direct; en un sens, il fonctionne comme un reacteur a deux cycles, en circulation naturelle. (author) [Spanish] El 25 de mayo de 1962, el Laboratorio Nacional de Argonne fue autorizado por la USAEC a poner en funcionamiento el EBWR con una potencia de 100 MW. En el marco de la administracion de su sistema de salvaguardias el Organismo Internacional de Energia Atomica dio su aprobacion el 11 de julio de 1962. El 15 de noviembre del mismo ano, el reactor alcanzo la potencia de 100 MW. El programa experimental ejecutado con el reactor EBWR de 100 MW quedo completado el 6 de diciembre de 1962. Uno de los principales propositos del mismo consistia en dotar al reactor de los instrumentos necesarios para obtener datos e informaciones sobre el rendimiento de este tipo de reactor

  19. Comment fonctionne le marché des exportations ?

    OpenAIRE

    Patrick ARTUS

    1986-01-01

    In this paper, several models (perfect or imperfect competition, flexible or fix-price models) for the determination of the level and of the price of exports of manufactured goods are developed and estimated. A special interest is given to the link between the situation (price level and level of demand) on the domestic market and the volume and price of exports, and to the degree of flexibility of prices.

  20. Évolution nycthémérale des composantes biochimiques du phytoplancton de la retenue du barrage Idriss premier (Fès, Maroc)

    Science.gov (United States)

    Bahhou, J.; Alaoui Mhamdi, M.

    1999-03-01

    The diel changes of the biochemical composition of the phytoplankton were studied in the Idriss first reservoir (located on the Inaouen river at thirty Km from the city of Fes, Morrocco) during September 1994. Several biomass and metabolic indicators (proteins, carbohydrates, lipids, chlorophyll a and primary production) were assessed every fourth hour over tow days (7, 8 and 9 September). Since the Protein/Carbohydrates ratio (P/C) is largely recognised as a good integrator of the metabolic functions of the cells, we examined its distribution pattern concomitantly with aforementioned parameters. The results demonstrated enhanced P/C ratios clearly indicating that nutrients were sufficiently available for growth. In addition, this index showed a diel significant variation with levels higher in the night than in the day. Moreover, these results suggest that phytoplankton species during the night used the day-synthesised carbohydrates to insure the cell metabolic functioning. The P/C presents relatively high values in proposition to the ones that have been recorded in temperate regions, and seems to be related to azotic inputs of the Inaouen river. Dans le but de parfaire nos connaissances sur le fonctionnement du sous écosystème phytoplancton, nous nous sommes intéressés à étudier son cycle nycthéméral et son métabolisme cellulaire dans la retenue du barrage Idriss premier. Cette dernière, construite sur l'Oued Inaouène, est située à une trentaine de Km de la ville de Fès. Au cours de ce cycle, les prélèvements ont été effectués selon une séquence temporelle de 4 heures pendant 48 heures, les 7, 8 et 9 septembre 1994. L'étude de l'évolution des composantes biochimiques des cellules phytoplanctoniques à savoir les protéines, les glucides et les lipides a permis de mettre en évidence des variations nycthémérales importantes. Ces variations sont d'autant plus importantes que les variations spatiales observées entre les profondeurs. De plus

  1. Cellules solaires photovoltaïques plastiques enjeux et perspectives

    Science.gov (United States)

    Sicot, L.; Dumarcher, V.; Raimond, P.; Rosilio, C.; Sentein, C.; Fiorini, C.

    2002-04-01

    Après avoir détaillé le fonctionnement d'une cellule photovoltaïque plastique et les paramètres photovoltaïques permettant de caractéiser son efficacité, un état de l'art des technologies de fabrication des cellules est présenté. Des moyens d'amélioration des performances des cellules photovoltaïques organiques sont ensuite illustrés par l'étude de dispositifs développés au Laboratoire Composants Organiques (LCO) du CEA Saclay.

  2. Experimental Determination of the Neutron Characteristics of UO{sub 2}-PuO{sub 2}-H{sub 2}O Lattices; Determination Experimentale Des Caracteristiques Neutroniques De Reseaux UO{sub 2}-PuO{sub 2}-H{sub 2}O

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Debrue, J.; Fabry, A.; Leenders, L.; Motte, F.; Van Den Broeck, H. [Centre d' Etude de l' Energie Nucleaire, Mol (Belgium)

    1967-09-15

    plutonium: fission density measurements by direct counting of the fission products formed in the mixed fuel as a result of irradiation, and measurements of spectral indices by means of fission detectors and detectors having resonances close to those of the isotopes of plutonium. The optimum conditions for applying these techniques are described and the effect on the fuel cycle of uncertainties in the values for the spectral indices (ratios of cross-sections) is discussed. A brief reference is finally made to a programme of sub-critical experiments conducted hitherto with two batches of UO{sub 2} fuel enriched to 5% and 7% {sup 235}U, and having the purpose of studying possible methods of exciting a sub-critical lattice by means of an external neutron source in pulsed and modulated operation. The aim of this programme is to ascertain to what extent these methods, which employ a quantity of fuel considerably less than the critical mass, can help in determining the characteristics of a lattice. The advantages of such methods are particularly obvious in the case of plutonium fuels. (author) [French] Au cours de l'etude dans l'installation critique VENUS du coeur a moderation variable du reacteur BR3/VULCAIN, un assemblage combustible constitue de 37 crayons UO{sub 2}-PuO{sub 2} (94% UO{sub 2} naturel, PuO{sub 2}) a ete substitue a un des assemblages combustibles UO{sub 2} enrichi a 7% {sup 235}U constituant le coeur de ce reacteur. Des experiences ont ete effectuees dans le but de permettre l'ajustement des modeles du calcul des performances de cet assemblage special: on a notamment mesure la distribution de la densite de fission ainsi que l'evolution du rapport des sections efficaces effectives de fission dans {sup 239}Pu et {sup 235}U. Une experience critique directement orientee sur les problemes de recyclage du plutonium dans les reacteurs thermiques a eau legere pressurisee est en cours d'execution dans la meme installation critique. A cette fin, on dispose de deux

  3. Radio-active pollution near natural uranium-graphite-gas reactors; La pollution radioactive aupres des piles uranium naturel - graphite - gaz

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Chassany, J; Pouthier, J; Delmar, J [Commissariat a l' Energie Atomique, Chusclan (France). Centre de Production de Plutonium de Marcoule

    1967-07-01

    The results of numerous evaluations of the contamination are given: - Reactors in operation during maintenance operations. - Reactors shut-down during typical repair operations (coolants, exchangers, interior of the vessel, etc. ) - Following incidents on the cooling circuit and can-rupture. They show that, except in particular cases, it is the activation products which dominate. Furthermore, after ten years operation, the points at which contamination liable to emit strong doses accumulates are very localized and the individual protective equipment has not had to be reinforced. (authors) [French] Les resultats de nombreuses evaluations de la contamination sont donnes: - Piles en marche pendant les operations d'entretien - Piles a l'arret au cours des chantiers caracteristiques (refrigerants, echangeurs, interieur du caisson, etc.) - A la suite d'incidents sur le circuit de refroidissement et de rupture de gaine. Ils montrent que, sauf cas particulier, ce sont essentiellement les produits d'activation qui dominent. Par ailleurs apres 10 ans de fonctionnement, les points d'accumulation de la contamination susceptibles de delivrer des debits de dose importants restent tres localises et les moyens de protection individuels utilises n'ont pas du etre renforces. (auteurs)

  4. Radio-active pollution near natural uranium-graphite-gas reactors; La pollution radioactive aupres des piles uranium naturel - graphite - gaz

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Chassany, J.; Pouthier, J.; Delmar, J. [Commissariat a l' Energie Atomique, Chusclan (France). Centre de Production de Plutonium de Marcoule

    1967-07-01

    The results of numerous evaluations of the contamination are given: - Reactors in operation during maintenance operations. - Reactors shut-down during typical repair operations (coolants, exchangers, interior of the vessel, etc. ) - Following incidents on the cooling circuit and can-rupture. They show that, except in particular cases, it is the activation products which dominate. Furthermore, after ten years operation, the points at which contamination liable to emit strong doses accumulates are very localized and the individual protective equipment has not had to be reinforced. (authors) [French] Les resultats de nombreuses evaluations de la contamination sont donnes: - Piles en marche pendant les operations d'entretien - Piles a l'arret au cours des chantiers caracteristiques (refrigerants, echangeurs, interieur du caisson, etc.) - A la suite d'incidents sur le circuit de refroidissement et de rupture de gaine. Ils montrent que, sauf cas particulier, ce sont essentiellement les produits d'activation qui dominent. Par ailleurs apres 10 ans de fonctionnement, les points d'accumulation de la contamination susceptibles de delivrer des debits de dose importants restent tres localises et les moyens de protection individuels utilises n'ont pas du etre renforces. (auteurs)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-03-15

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

  6. Devenir plurilingue : la perspective des littératies multiples

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Diana Masny

    2014-06-01

    Full Text Available Résumé Les littératies multiples se réfèrent à la lecture, la lecture du monde et la lecture de soi. Cet article propose une compréhension de la lecture qui dépasse sa définition usuelle en psychologie et en linguistique appliquée. Ce projet longitudinal porte sur la conceptualisation de la lecture, son fonctionnement et ce qu’elle produit dans le devenir plurilingue. La lecture est examinée selon l’optique d’une étude empirique durant laquelle cinq écolières du jardin d’enfants à la 3e année étaient observées et interviewées par rapport à des activités à l’école et à la maison. L’étude a eu lieu dans des écoles d’Ottawa dont la seule langue d’enseignement est le français. Dans le contexte des littératies multiples, la lecture est conceptualisée comme étant perturbatrice/déterritorialisante et immanente. Elle offre la potentialité d’aller au-delà de ce qui est vers ce qui pourrait être. Devenir plurilingue est un mouvement continu faisant appel à des réseaux de connexions rhizomatiques et à la lecture du monde et de soi. Abstract Multiple literacies refers to reading, reading the world and self. This article proposes an understanding of reading that goes beyond its definition in psychology and applied linguistics. This longitudinal project is interested in a conceptualisation of what reading is, how it functions and what it produces in becoming multilingual. Reading is explored through the lens of an empirical study involving five female pupils from senior Kindergarten to Grade 3 observed and interviewed in relation to activities at school and at home. The study took place in Ottawa schools where French is the sole language of instruction. Reading in the context of multiple literacies is conceptualised to disrupt /deterritorialise and to be immanent, offering the potentiality to go beyond what is to what could be. Becoming multilingual is a continuous movement involving networks of

  7. Musique et référentialité sur les titres des disques Blue Note

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Philippe Carrard

    2011-12-01

    Full Text Available Les titres qui figurent sur la pochette des disques de la marque Blue Note peuvent dénoter le contenu musical de l’album (Boogie-Woogie Classics, le connoter (Blue Hour ou fonctionner strictement comme index (Speak No Evil. Quelle que soit leur valeur précise, ces titres permettent de revisiter un problème maintes fois soulevé par les musicologues et les sémioticiens: celui de savoir si la musique « réfère », et à quoi. Dans le cas des disques Blue Note, la question se pose d’une manière particulièrement aiguë à propos de certains enregistrements des années 1960, dont les titres (It’s Time, Right Now, Let Freedom Ring, etc. peuvent référer aux structures du jazz ou à la situation des noirs dans la société américaine, qu’il s’agit tous deux de transformer dans le sens d’une liberté accrue.The titles on the jackets of the records of the label Blue Note can denote the musical content of the album (Boogie-Woogie Classics, connote it (Blue Hour, or function strictly as indexes (Speak No Evil. Whatever their exact value might be, those titles make it possible to revisit a problem frequently raised in semiotics and musicology: the problem of knowing whether music « refers », and to what exactly. The question is especially acute in the case of some of the records released by Blue Note in the1960s, whose titles (It’s Time, Right Now, Let Freedom Ring may refer to musical structures or to the situation of African-Americans in American sociey, which have both to be changed in the sense of more freedom.

  8. 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

  9. Structures actancielles en Quechua

    OpenAIRE

    Kirtchuk , Pablo

    1987-01-01

    18 pp.; International audience; Description and explanation of the syntactic behavior of the verb and its actants (arguments) in Quechua; Description et explication du fonctionnement du verbe et des relations actancielles en Quechua

  10. Quand tout ne tient qu’à un pont ! Réfection d’ouvrage et dysfonctionnements urbains à Douala Rehabilitation of a bridge and urban dysfunctioning in Douala

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Didier Plat

    2012-12-01

    Full Text Available Les travaux de réhabilitation du pont sur le fleuve Wouri, à Douala, ont nécessité la restriction de la circulation d’une partie des transports collectifs urbains. Pour compenser la diminution de l’offre de transport, un service payant de navette pour la seule traversée du pont a été institué. Les mesures de circulation adoptées sans prévision des effets potentiels ont mis à jour des incohérences dans le fonctionnement institutionnel et ont rajouté des contraintes fortes aux usagers des transports collectifs. Un événement exceptionnel met ainsi en lumière le caractère névralgique des grands équipements de transport dans le fonctionnement des systèmes urbains africains.Rehabilitation work of the bridge on the Wouri river, in Douala, required the restriction of vehicle traffic, particularly taxis and motorbike taxis. To compensate for the reduction in public transport provision, a paying bus service for the crossing of the bridge was set up. The traffic restriction, imposed without forecasting side effects, revealed inconsistencies in institutional functioning and added on strong constraints to public transport users. Such an exceptional event shows evidence of the key role of large transport facilities in the functioning of African urban systems.

  11. 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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-10-15

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

  13. Description d'un nouveau brûleur compact. Fonctionnement en régime de gaz prémélangés Description of a New Compact Premixed Gas Burner

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Minetti R.

    2006-11-01

    Full Text Available On décrit un nouveau brûleur compact à gaz, de haut rendement et d'une puissance variable de 1 à 5 kW. La source de chaleur est une flamme plate d'un prémélange stoechiométrique de gaz naturel et d'air stabilisé sur une grille d'une surface de 100 cm2. Plusieurs grilles en acier inoxydable sont comparées. Elles diffèrent par leur épaisseur, le nombre et la dimension des trous. Un échangeur de chaleur en laiton à circulation d'eau peut être approché jusqu'à 7 mm de la surface du brûleur. La température des gaz frais, le débit et la position de l'échangeur ont été modifiés et les conditions optimales de fonctionnement sont décrites. Les températures à travers les gaz frais, la flamme, les gaz brûlés et les fumées, ont été mesurées. Un modèle simple des échanges de chaleurs est présenté. Il permet une meilleure compréhension des processus de transfert et facilite le choix des conditions opératoires. Dans les meilleures conditions, 93 % du contenu thermique du mélange gazeux est transféré à l'échangeur. Some general characteristics of a compact and efficient gas burner are described (1-5 kW. The heat source is a premixed flat flame stabilized on a 100 cm2 grid fed by a stoechiometric mixture of air and natural gas. Various types of stainless steel grids have been investigated. They differ according to their thickness and to the number and size of the holes. A circulating water heat exchanger made of brass can be approached to the flame as close as 7 mm above the burner surface. The temperature of the inlet gas mixture, the flow rate, and the position of the heat exchanger have been varied. The best working conditions are given as well as the temperature through the fresh gaseous mixture, the temperature profiles of the flame and the temperature of the fumes. From heat transfer calculations a simple model is presented. It gives better insight into the heat transfer processes and facilitates a judicious

  14. Régulation de l'immunité de l'hôte à médiation par cellules souches ...

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

    Les recherches donnent à penser que la voie sphingolipidique joue un rôle important dans les fonctions des cellules souches hématopoïétiques et donc dans la production de cellules immunitaires matures et le fonctionnement du milieu environnant. Ce projet utilisera des méthodes avancées de biologie moléculaire et de ...

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-10-15

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

  16. Measurement of the dead time of a G.M. counter and of the secondary emission of the cathode by the method of the delayed coincidences; Mesure du temps mort d'un compteur G.M. et de l'emission secondaire de la cathode par la methode des coincidences retardees

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Picard, E; Rogozinski, A [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1953-07-01

    The dead time of a G.M counter is measured with the method of delayed coincidences. The pulses of the counter that supplies the circuit of coincidences, arrive there, on the one hand, directly, and in the other part, after a known and variable delay. This method permits besides, to study the parasitic impulses coming from the impact of the positive ions on the cathode of the meter. From the results relative to several counters working in various conditions are given. (author) [French] Le temps mort d'un compteur G.M. est mesure a l'aide d'un methode de coincidences retardees. Les impulsions du compteur qui alimentent le circuit de coincidences, y parviennent, d'une part, directement, et, dautre part, apres un retard connu et variable. Cette methode permet de plus, d'etudier les impulsions parasites provenant de l'impact des ions positifs sur la cathode du compteur. Des resultats relatifs a plusieurs compteurs fonctionnant dans des conditions diverses sont donnes. (auteur)

  17. Contribution de la pyrolyse des produits lourds à la valorisation des pétroles bruts Contribution of the Pyrolysis of Heavy Products to the Upgrading of Crude Oils

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Charlot J. C.

    2006-11-01

    Full Text Available Le raffineur achète des pétroles bruts, de différentes qualités et d'origines variées, et il fabrique un certain nombre de produits répondant à des spécifications de qualité pour les vendre dans des proportions correspondant aux besoins du marché. Il est nécessaire pour cela d'assurer l'équilibre général entre l'approvisionnement en brut et la demande du marché en produits finis. Les facteurs traduisant l'évolution des pétroles bruts (souci de diversification géographique et politique, désir des producteurs de traiter les bruts faciles et d'exporter les lourds, compétitivité de plus en plus grande des bruts non-conventionnels, grande disponibilité d'huiles lourdes montrent l'alourdissement progressif des approvisionnements. L'enchérissement des produits pétroliers provoque de plus en plus un allègement des besoins du marché (légère augmentation des carburants, baisse des distillats moyens, chute importante des fuels lourds. Du fait de l'alourdissement des bruts conventionnels, de la grande disponibilité des huiles lourdes et de l'allègement considérable du marché des produits finis, il devient nécessaire d'utiliser des charges de plus en plus lourdes dans les procédés de conversion. La production d'oléfines peut s'effectuer à partir d'une gamme très large de coupes pétrolières, mais lorsqu'on cherche à alourdir la charge des unités de pyrolyse, il faut se poser les questions suivantes : - quelle est la souplesse des unités existantes et à venir par rapport à la charge ? - quelle est la limite industrielle et l'alourdissement de la charge ? - quel est le rôle des impuretés sur le fonctionnement des unités ? - quels sont les problèmes technologiques posés par le traitement de ces charges ? - qu'en est-il de l'amélioration des bilans énergétiques et économiques lorsque la charge s'alourdit ? A refiner buys crude oils of different qualities and varying origins and he manufactures a certain number

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-07-01

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

  20. Ions behaviour in a wilson chamber with internal self-command; Comportement des ions dans une chambre de wilson a autocommande interne

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Laboulaye, H. de; Tzara, C.; Studinovski, J. [Commissariat a l' Energie Atomique, Lab. du Fort de Chatillon, Fontenay-aux-Roses (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1952-07-01

    Study, with the help of a self-commanded chamber, of ions behaviors created in this one by a {alpha} particle. The authors put in evidence the phenomenon of multiplication and recover the required conditions for the working of the proportional counters. They verify that the ions reach quickly a steady aggregation state in their gas-steam mixture. These aggregations have a middle mobility of about 0,9 cm{sup 2}.V{sup -1}.sec{sup -1}. They signal an unexpected phenomenon that they assign at a thermodynamic reason. (author) [French] Etude, a l'aide d'une chambre autocommandee, du comportement des ions crees dans celle-ci par une particule {alpha}. Les auteurs mettent en evidence le phenomene de multiplication et retrouvent les conditions requises pour le fonctionnement des compteurs proportionnels. Ils verifient que les ions atteignent rapidement un etat d'agregat stable dans leur melange gaz-vapeur. Ces agregats ont une mobilite moyenne d'environ 0,9 cm{sup 2}.V{sup -1}.sec{sup -1}. Ils signalent un phenomene inattendu qu'ils attribuent a une cause thermodynamique. (auteur)

  1. Possibilities of long duration generation of vapour of iodine 131 in the air for its trapping in French activated carbons; Possibilites de generation de longue duree dans l'air de vapeur d'iode 131 en vue de son piegeage par les charbons actifs francais

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Billard, F.; Chevalier, G.; Pradel, J.

    1962-12-17

    As previous studies performed on activated carbon showed that it was necessary to possess a long duration iodine generator to determine the scope of application of some advanced theories concerning the trap mechanism of different forms of radio-iodines, the authors present a generator which uses the high temperature oxidation of sodium iodide by an air stream or an oxygen stream. A version of this apparatus using a 5 Curie source is planned to check the operation of a trap of 100.000 m{sup 3}/h with a purification coefficient of 10{sup 4}, and aimed at being mounted on the venting circuit of a nuclear reactor enclosure [French] Les etudes que nous avons effectuees sur les charbons actifs nous ont montre qu'il etait necessaire de posseder un generateur d'iode de longue duree pour preciser le domaine d'application de certaines theories avancees concernant le mecanisme de piegeage des differentes formes de radioiodes. Un generateur utilisant l'oxydation de l'iodure de sodium a chaud par un courant d'air ou d'oxygene est decrit. Une version de cet appareil utilisant une source de 5 curies est prevue pour verifier le bon fonctionnement d'un piege de 100.000 m{sup 3}/h ayant un coefficient d'epuration de 10{sup 4} est destine a etre place sur le circuit de ventilation de l'enceinte d'un reacteur nucleaire. (auteurs)

  2. Codification of LMFBR rules and comparison of codes

    International Nuclear Information System (INIS)

    Faure, O.; Debaene, J.P.

    1993-01-01

    The first part of this report presents the basic RCC-MR (regles de conception et de construction des materiels mecaniques des ilots nucleaires, reacteurs a neutrons rapides) design rules and their purpose. The second part is a qualitative comparison between RCC-MR, Code case N47 (ASME) and ETSDG Guide (MONJU Guide), made on the following topics: negligible creep test, ratcheting, creep fatigue, buckling, piping rules. An outline is given on improvements to RCC-MR rules now in progress

  3. Can-rupture detection in gas-cooled nuclear reactors; La detection des ruptures de gaine dans les piles nucleaires refroidies par gaz

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-07-01

    Can-rupture detection (DRG) is one important aspect of pile safety, more particularly so in the case of gas-cooled reactors. A rapid and sure detection constitutes also an improvement as far as the efficiency of electricity-producing nuclear power stations are concerned. Among the numerous can-rupture detection methods, that based on the measurement of the concentration of short-lived fission gases in the heat-carrying fluid has proved to be the most sensitive and the most rapid. A systematic study of detectors based on the electrostatic collection of the daughter products of fission gases has been undertaken with a view to equip the reactors EL 2, G 3, EDF 1, EDF 2 and EDF 3, the gas loops of PEGASE and EL 4. The different parameters are studied in detail in order to obtain a maximum sensitivity and to make it possible to construct detection devices having the maximum operational reliability and requiring the minimum maintenance. The primary applications of these devices are examined in the case of the above-mentioned reactors. (author) [French] La Detection des Ruptures de Gaines (D. R. G.) est un aspect important de la securite des piles et plus particulierement des piles refroidies par un gaz. Une detection rapide et sure constitue aussi un element d'amelioration du rendement des centrales nucleaires productrices d'energie electrique. Parmi les nombreuses methodes de detection des ruptures de gaines, la mesure de la concentration dans le fluide caloporteur des gaz de fission a vie courte s'est revelee comme la plus sensible et la plus rapide. Une etude systematique des detecteurs a collection electrostatique des descendants des gaz de fission a ete entreprise en vue d'equiper les piles EL 2, G 3, EDF 1, EDF 2 et EDF 3, les boucles a gaz de la pile Pegase et la pile EL 4. Les divers parametres sont etudies en detail pour obtenir une sensibilite maximum et permettre la realisation de dispositifs de detection ayant le maximum de securite de fonctionnement et le

  4. Can-rupture detection in gas-cooled nuclear reactors; La detection des ruptures de gaine dans les piles nucleaires refroidies par gaz

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-07-01

    Can-rupture detection (DRG) is one important aspect of pile safety, more particularly so in the case of gas-cooled reactors. A rapid and sure detection constitutes also an improvement as far as the efficiency of electricity-producing nuclear power stations are concerned. Among the numerous can-rupture detection methods, that based on the measurement of the concentration of short-lived fission gases in the heat-carrying fluid has proved to be the most sensitive and the most rapid. A systematic study of detectors based on the electrostatic collection of the daughter products of fission gases has been undertaken with a view to equip the reactors EL 2, G 3, EDF 1, EDF 2 and EDF 3, the gas loops of PEGASE and EL 4. The different parameters are studied in detail in order to obtain a maximum sensitivity and to make it possible to construct detection devices having the maximum operational reliability and requiring the minimum maintenance. The primary applications of these devices are examined in the case of the above-mentioned reactors. (author) [French] La Detection des Ruptures de Gaines (D. R. G.) est un aspect important de la securite des piles et plus particulierement des piles refroidies par un gaz. Une detection rapide et sure constitue aussi un element d'amelioration du rendement des centrales nucleaires productrices d'energie electrique. Parmi les nombreuses methodes de detection des ruptures de gaines, la mesure de la concentration dans le fluide caloporteur des gaz de fission a vie courte s'est revelee comme la plus sensible et la plus rapide. Une etude systematique des detecteurs a collection electrostatique des descendants des gaz de fission a ete entreprise en vue d'equiper les piles EL 2, G 3, EDF 1, EDF 2 et EDF 3, les boucles a gaz de la pile Pegase et la pile EL 4. Les divers parametres sont etudies en detail pour obtenir une sensibilite maximum et permettre la realisation de dispositifs de detection ayant le maximum de securite de

  5. International Journal of Arts and Humanities (IJAH) Bahir Dar- Ethiopia

    African Journals Online (AJOL)

    Nneka Umera-Okeke

    Kalabari and Ikwerre, will be studied vis-à-vis two European languages of the Indo-. European ... laparoscopies, d'activités internet, de transferts Bluetooth, de fonctionnement sans fil ou autres ... des domaines de recherches en sciences.

  6. Heavy water moderated gas-cooled reactors; Filiere eau lourde - gaz

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Bailly du Bois, B; Bernard, J L; Naudet, R; Roche, R [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1964-07-01

    France has based its main effort for the production of nuclear energy on natural Uranium Graphite-moderated gas-cooled reactors, and has a long term programme for fast reactors, but this country is also engaged in the development of heavy water moderated gas-cooled reactors which appear to present the best middle term prospects. The economy of these reactors, as in the case of Graphite, arises from the use of natural or very slightly enriched Uranium; heavy water can take the best advantages of this fuel cycle and moreover offers considerable development potential because of better reactor performances. A prototype plant EL 4 (70 MW) is under construction and is described in detail in another paper. The present one deals with the programme devoted to the development of this reactor type in France. Reasons for selecting this reactor type are given in the first part: advantages and difficulties are underlined. After reviewing the main technological problems and the Research and Development carried out, results already obtained and points still to be confirmed are reported. The construction of EL 4 is an important step of this programme: it will be a significant demonstration of reactor performances and will afford many experimentation opportunities. Now the design of large power reactors is to be considered. Extension and improvements of the mechanical structures used for EL 4 are under study, as well as alternative concepts. The paper gives some data for a large reactor in the present state of technology, as a result from optimization studies. Technical improvements, especially in the field of materials could lead to even more interesting performances. Some prospects are mentioned for the long run. Investment costs and fuel cycles are discussed in the last part. (authors) [French] La France, qui a base son effort principal pour la production d'energie nucleaire sur la filiere des reacteurs a uranium naturel et graphite refroidis par gaz, et qui a un programme a plus

  7. Usefulness of the decay rate in the management of radioactive waste stocks; De l'interet de la decroissance pour la gestion des dechets radioactifs

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Rodier, J; Cohendy, G [Commissariat a l' Energie Atomique, Chusclan (France). Centre de Production de Plutonium de Marcoule

    1969-07-01

    It became apparent, during first few years operation of the Marcoule Centre, that it was very useful to exploit the natural decay rate of the radioactive element contaminating the waste. The storage of this waste under the best possible conditions in each case, was first of all favorable for the radiological safety point of view; it led, furthermore, to a marked reduction in the cost price since it made it possible to avoid employing protection means which would have proved to be excessively outsize after a few years. Finally, even when the half-life of the radioelements involved seemed to annul any possible advantages of this method, the temporary storage made it possible to develop treatment processes which were unknown at the time. The overall result of this policy is that at the present time over 98 per cent of the solid waste produced by the Marcoule Centre has been processed in such a way that it can, at any moment, be discharged from the site without difficulty. (authors) [French] Des les premieres annees de fonctionnement du Centre de Marcoule, il est apparu qu'il etait extremement benefique de mettre a profit la decroissance naturelle des elements radioactifs contaminant les dechets. Le stockage de ces dechets dans des conditions appropriees a chaque cas d'espece a tout d'abord ete favorable a la surete radiologique; en outre, il a abouti a une reduction sensible des prix de revient, du fait qu'il a evite de mettre en oeuvre des moyens de protection qui se seraient reveles surdimensionnes au bout de quelques annees. Enfin, meme lorsque la periode des radioelements en cause semblait enlever tout interet a cette methode, le stockage d'attente a permis de mettre au point des procedes de traitement inconnus a l'epoque. Le resultat global de cette politique est que, actuellement, plus de 98 pour cent des dechets solides produits depuis l'origine du Centre de Marcoule ont ete conditionnes de telle sorte qu'ils peuvent, a tout moment, etre evacues hors du Site

  8. La notion d’organisateur dans une perspective interactionniste

    OpenAIRE

    Vinatier, Isabelle

    2011-01-01

    Dans une perspective interactionniste, nous identifions les processus à l’œuvre dans l’activité verbale entre enseignants et élèves. Les organisateurs structurant celle-ci sont internes aux sujets, inscrits dans le fonctionnement de la communication et cadrés par la situation. Ils sont de plusieurs niveaux hiérarchiques et fonctionnent sur deux registres : celui de l’adaptation des interlocuteurs à la gestion partagée de ce qui est échangé et celui de l’implication subjective de chacun. Ces o...

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-03-15

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

  10. Faire du business au bas de la pyramide : la réalité des marches émergents

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Reuben Abraham

    2012-01-01

    Full Text Available Le rôle du business a été traditionnellement ignoré dans les débats internationaux portant sur le développement économique et la lutte contre la pauvreté. Toutefois, le succès mondial récent du secteur de la téléphonie mobile et son essor rapide sur les marchés émergents au cours des deux dernières décennies ont imposé une remise en question. Au lieu de stratégies de développement descendantes, orientées sur l’aide, les débats portent à présent davantage sur la fourniture de biens et de services rentables à la base de la pyramide économique (BOP, comme le font les entreprises de téléphonie mobile. Des équipes de recherche du CEMS (Centre for Emerging Markets Solutions  ont découvert que, bien qu’il soit possible de desservir de façon rentable les marchés BOP, cela exige de s’écarter des stratégies préconisées dans les publications ordinaires sur la BOP. Cette approche oblige notamment à aborder des questions liées au climat macroéconomique et commercial du pays, aux erreurs d’appréciation du risque, à l’esprit d’entreprise. Elle implique également une réorientation, afin de s'éloigner des multinationales et de se rapprocher du secteur des petites entreprises, avec les coûts de transaction qui le minent. Ce document examine également quelques modèles d’entreprise durables qui ont fonctionné sur ces marchés et analyse quelques secteurs que les capitaux commerciaux trouveront extrêmement intéressants et dignes d’investissements. Enfin, nous étudierons comment structurer et exploiter les énormes opportunités commerciales générées par le traitement du manque d'organisation des marchés BOP, à l’aide d’une combinaison de modèles d’entreprise innovants (en particulier autour de structures à coût réduit, de recherche, d’esprit d’entreprise et de capitaux patients.

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Yiftah, S [Israel Atomic Energy Commission (Israel)

    1962-03-15

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

  12. Magnesium and aluminium-base products. For use as structural materials; Magnesium, aluminium et alliages. Emploi comme materiaux de structure

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Bernard, J; Boudouresques, B; Alfille, L; Klersy, R [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1958-07-01

    This paper deals with the ability of some Mg and Al-base products to be used as structural materials in thermal reactors. The results presented here are relating to investigations carried out for completing the design of french reactors. (author)Fren. [French] Les auteurs traitent de l'aptitude de quelques materiaux legers et ultra-legers a l'utilisation comme elements de structure des reacteurs thermiques. Les resultats presentes sont relatifs aux etudes effectuees pour l'etablissement des projets de piles fran ises. (auteur)

  13. 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

    mesure Im pour differents materiaux supraconducteurs a champs intenses: Nb-Zr, Nb-Ti et Nb3-Sn, sous forme de fils, cables ou rubans. Les effets de l'addition d'un metal a haute conductivite electrique, tel que le cuivre raffine, ont ete etudies. Ainsi, l'auteur a obtenu des courants stables tres intenses (1300 A) pour certaines configurations de cables. U analysera et discutera les differents resultats obtenus au cours des essais. Si on designe par l e l'intensite critique maximale admissible dans un bobinage et par Is et Im les intensites stables et metastables du materiau du bobinage, on peut definir les modes de fonctionnement suivants: a) lc < Im et, a fortiori, Is, le fonctionnement du bobinage sera stable et le passage de la caracteristique I-B du materiau sera reversible, b) lc > Im, le fonctionnement du bobinage est instable et toute perturbation suffisamment importante (saut de flux, mouvement des spires, etc.) peut declencher le blocage. Cela se produit inevitablement pour les gros bobinages dont la limite operationnelle tend vers Im. Differents bobinages ont ete realises avec des materiaux plus ou moins stabilises et les resultats de leurs essais seront analyses en fonction des theories precedentes. Les avantages et les inconvenients de la stabilisation des bobinages seront pleinement discutes. (author)

  14. Comparison between electrostatic generators of Van de Graaff and Pauthenier; Essai de comparaison des generateurs electrostatiques de Van de Graaff et de Pauthenier

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1953-07-01

    montre que la vitesse des charges en sens inverse du courant gazeux, sous l'action du champ electrique longitudinal, peut etre faible devant la vitesse de ce courant gazeux. Afin d'eviter le depot des particules electrisees sur les parois du tube, sous l'action du champ electrique radial, on est conduit a une limite superieure de 10{sup -3} cm pour leur rayon. Pour des particules chargees au maximum, la vitesse radiale augmente tres rapidement avec la pression. Ceci conduit a ne pas pouvoir faire fonctionner d'une facon avantageuse un appareil de Pauthenier sous une pression superieure a 5 atmospheres. De plus, le courant maximum que l'on peut transporter est une fonction decroissante du potentiel atteint. Le transport direct des ions par un gaz en mouvement est condamne par la trop grande mobilite des ions. Cette mobilite diminue si on augmente la pression, mais cela conduit a des pression de l'ordre de 100 atmospheres, qui sont inacceptables. (auteur)

  15. On the Waste Disposal Potentiality of the Atmosphere; Possibilites d'Elimination des Dechets Radioactifs dans l'Atmosphere; 041a 0412 041e 041f 0414 ; Sobre la Posibilidad de Evacuar Desechos en la Atmosfera

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Small, S. H.; Storebo, P. B. [Norwegian Defence Research Establishment (Norway)

    1960-07-01

    diminution progressive des dimensions des particules et du fait qu'un certain nombre de facteurs contribuent a l'elimination des particules: sedimentation, collision et absorption par la vegetation et les batiments, etc. Les auteurs etudient, sous l'angle du fonctionnement des reacteurs, les problemes meteorologiques qui ont une influence sur les systemes de controle et d'avertissement. Ils donnent des indications techniques detaillees sur plusieurs systemes d'avertissement relativement simples. (author) [Spanish] El autor de la memoria examina toda la gama de los procesos de mezcla en la atmosfera, transporte y evacuacion. Ciertas mediciones indican que el aire estratosferico se renueva aproximadamente cada dos anos, lo que hace todavia menos atractiva de lo que se suponia la evacuacion de desechos radiactivos a gran altitud. Hasta cierto punto la precipitacion de materias radiactivas no es sistematicamente uniforme, y los niveles admisibles de radiactividad atmosferica deberian basarse en los riesgos probables en las regiones de maxima exposicion, es decir, aquellas regiones montanosas en que las precipitaciones son muy abundantes. En conexion con la medicion de la radiactividad atmosferica, se hace observar que los sistemas de muestreo deberian tener en cuenta los efectos probables del cambio gradual del tamano de las particulas y la eliminacion de particulas por precipitacion, colision y absorcion en las plantas, edificios, etc. En la memoria se examinan los problemas meteorologicos relacionados con el monitoraje de la radiacion y los sistemas de alarma en conexion con el funcionamiento de reactores. Se dan detalles tecnicos de algunos sistemas de alarma relativamente sencillos. (author) [Russian] Rassmatrivaetsja obshhaja shema atmosfernyh processov smeshenija, peremeshhenija i rasseivanija. Opredelennye izmerenija ukazyvajut na smenu vozduha stratosfery za period primerno v dva goda, chto bolee opredelenno ukazyvaet na nezhelatel'nost' udalenija radioaktivnyh othodov

  16. Six years working experience of the Marcoule plant for treatment of irradiated fuel; Experience de 6 annees de fonctionnement de l'usine de retraitement de Marcoule

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Jouannaud, C [CEA Marcoule, Centre de Production de Plutonium, 30 (France)

    1964-07-01

    Marcoule a commence a traiter les barreaux de la pile G.1 en Juillet 1958. Au cours des six annees d'exploitation, nous avons ete amenes a confirmer ou reviser les conceptions initiales tant sur le procede que sur la technologie ou les methodes d'exploitation. Dans son ensemble, le procede a subi peu de modification, les performances ayant depasse les previsions initiales - les seules modifications apportees ont ete justifiees par une plus grande simplicite d'exploitation, une meilleure securite nucleaire (criticite) ou des raisons technologiques. Le procede de reduction du plutonium de la valence IV a la valence III par l'uranium IV a toujours donne toute satisfaction, de meme que la concentration des solutions de produits de fission en presence de formaldehyde. La philosophie initiale des installations a entretien direct a recu la sanction de l'experience, certains travaux d'entretien, juges initialement impossibles apres mise en actif, ont pu etre effectues dans des conditions acceptables, un certain nombre d'exemples sont donnes - l'experience a permis de definir une doctrine sur la conception optimale de ces installations de facon a ameliorer leur robustesse et faciliter leur entretien - l'interet des installations a fonctionnement continu a ete mis en evidence. Certaines installations ont ete modifiees en fonction de ces idees nouvelles. Le controle analytique en laboratoire a subi des modifications profondes, et les conceptions adoptees ont permis de rendre le travail en toute securite sur les solutions radioactives compatible avec un rythme de travail intense - l'experience a egalement demontre l'utilite d'avoir sur place, un groupe pour les etudes appliquees a court terme. Enfin, une rigoureuse discipline de travail et une excellente collaboration avec le service de protection contre les radiations ont permis de franchir ces six annees, dont certaines d'exploitation intensive, sans accidents d'irradiation. (auteurs)

  17. Quelques conséquences de l'introduction de deux espèces de macrophytes, Elodea canadensis Michaux et Elodea nuttallii St. John, dans les écosystèmes aquatiques continentaux : exemple de la plaine d'Alsace et des Vosges du Nord (Nord-Est de la France

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    THIEBAUT G.

    1997-01-01

    Full Text Available L'introduction au XIXème et XXème siècle, de deux espèces d'élodées Elodea canadensis Michaux et Elodea nuttallii St. John, dans les cours d'eau du nord-est de la France, a induit des modifications dans la composition floristique et le fonctionnement des écosystèmes aquatiques. L'analyse comparative de la distribution géographique de ces deux hydrophytes dans les eaux calcaires (plaine d'Alsace et acides (Vosges du Nord a permis de préciser leur écologie. Après des phases successives d'expansion des deux espèces, celles-ci se sont intégrées dans les phytocénoses aquatiques. L'introduction dans les écosystèmes aquatiques d'Elodea canadensis et d'E. nuttallii a induit des phénomènes de compétition interspécifique, en faveur essentiellement d'Elodea nuttallii. Cette dernière apparaît comme l'espèce la plus compétitive dans les cours d'eau eutrophes de la plaine d'Alsace (aptitude à accumuler le phosphore, sensibilité moindre à l'azote ammoniacal. Les élodées peuvent réaliser une épuration biologique, mais provoquent, lors de leur décomposition, une eutrophisation secondaire des eaux en absence de faucardage.

  18. 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

  19. Le fonctionnement concret d’un quartier de détention pour femmes : ressorts organisationnels et implications sur l’identité personnelle des surveillants.

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Christophe Dubois

    2007-07-01

    Full Text Available On entend régulièrement parler du « phénomène des pairs et des impairs » lorsque l’on parcourt les divers quartiers pénitentiaires de Belgique. A travers l’étude d’un cas concret, nous verrons que ce phénomène se caractérise par une répartition du personnel en deux équipes de surveillants : l’une (en l’occurrence, l’équipe des « pairs » est dotée d’un profil « social » et l’autre (l’équipe des « impairs » d’un profil « sécuritaire ». L’objectif du présent article est double. Dans un premier temps, une posture organisationnelle considérant les surveillants en tant qu’acteurs, nous permettra de déterminer les ressorts de la régulation du quartier. Ensuite, une posture identitaire, plus attentive à la dimension individuelle et subjective des agents pénitentiaires, nous permettra d’enrichir notre compréhension du métier de surveillant dans ce quartier.The organizational mechanisms of the “even and odd phenomenon” in a Belgian prison for women and its implications on the prison guards identities.The “even and odd prison guards phenomenon” is famous all around Belgian prisons. The following case study will specifically focus on how the staff is distributed in two homogeneous guard teams: one is referred to as “socially-oriented” and the other as "security-oriented". First, we will determine the mechanisms of the organizational rules and regulation within the prison district. Second, we will concentrate on how prison guards construct their own personal identity. We believe this work will contribute to a better understanding of the prison guard profession.El funcionamiento concreto de la sección de mujeres de una carcel: estructura de la organización e implicaciones sobre la identidad de los agentes penitenciariosRegularmente escuchamos hablar del "fenómeno de los pares y de los impares" cuando recorremos los diversos sectores penitenciarios de Bélgica. A través del

  20. Alimentation des moteurs en mélange homogène pauvre Feeding Homogeneous Lean Mixtures to Engines

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Rayna B.

    2006-11-01

    Full Text Available Les études effectuées dans le cadre de plusieurs conventions de recherche entre l'Institut de Recherche des Transports (IRT et l'Institut Français du Pétrole (IFP associé à d'autres organismes industriels (Régie Nationale des Usines Renault (RNUR, Solex... ont permis a de caractériser l'influence de la préparation physique du mélange air-carburant sur le fonctionnement de moteurs monocylindre et multicylindre. L'effet sur le rendement d'inégalités de richesse entre les cylindres a été estimé à l'aide d'un modèle mathématique de simulation du moteur à allumage commandé ; b d'analyser les défauts inhérents à certains systèmes d'alimentation actuels et d'expérimenter des techniques différentes de formation du mélange carburé (car-burateur à dépression constante, pulvérisation pneumatique du carburant. Les résultats obtenus ont montré notamment que des améliorations ne peuvent résulter que d'un aménagement d'ensemble de tous les éléments du circuit d'admission Investigations carried out under thé terms of several research agreements involving Institut de Recherche des Transports (IRT and Institut Français du Pétrole (IFP associated with other industrial organizations (Régie Nationale des Usines Renault (RNUR, Solex served ta a Characterize thé influence of thé physical preparation of thé air/fuel mixture on thé operating of single-cylinder and multicylinder engines. The effect on thé efficiency of unequal air/fuel ratios among thé cylindres was evaluated by a mathematical model used ta simulate a spark-ignition engine. b Analyze thé inhérent defects of some fuel-supply systems now used and ta experiment with différent techniques of mixture preparation (constant depression car-burettor, pneumatic fuel spraying. The results obtained show, in particulor, that improvements con be produced only by redesigning all thé parts of thé fuel-supply circuit.

  1. EL3 reactor description and safety analysis report; Pile EL3, rapport descriptif et de surete

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    1969-02-01

    concue pour fonctionner a une puissance thermique maximale de 20 mW. Elle fournit un flux maximal thermique de 10{sup 14} neutrons/cm{sup 2}/sec. Elle dispose de nombreux dispositifs experimentaux. La pile EL-3 est contenue, avec ses auxiliaires des circuits des fluides, dans une enceinte etanche, en legere depression. Le circuit d'eau lourde de refroidissement primaire est entierement contenu dans cette enceinte. Son refroidissement est assure, par l'intermediaire d'un circuit secondaire en eau legere, par des refrigerants atmospheriques. Les circuits de ventilation de l'enceinte etanche et du bloc pile ne rejettent l'air a l'exterieur, en fonctionnement normal, par une cheminee particulierement etudiee, qu'apres filtrage et eventuellement dilution. La contamination eventuelle de l'eau legere, ou de l 'air, par des produits actifs, est controlee en permanence, pour permettre l'arret du reacteur et eviter le rejet a l'atmosphere de produits dangereux. La pile El3, mise en chantier en mai 1955, a diverge en juillet 1957, effectue sa premiere montee en puissance en decembre 1957 et a atteint sa pleine puissance en avril 1958. La mise en place du combustible actuel (cristal de Neige) s'est effectue durant l'ete 1964. Pile a vocation experimentale, elle est utilisee pour des etudes theoriques et technologiques par irradiation de materiel dans les canaux experimentaux et dans les cellules memes du coeur, avec possibilites de constituer des boucles independantes (en ce qui concerne les fluides de refroidissement). Trente canaux verticaux sont reserves a la fabrication de radioelements artificiels. (auteur)

  2. EL3 reactor description and safety analysis report; Pile EL3, rapport descriptif et de surete

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    1969-02-01

    ). Elle est concue pour fonctionner a une puissance thermique maximale de 20 mW. Elle fournit un flux maximal thermique de 10{sup 14} neutrons/cm{sup 2}/sec. Elle dispose de nombreux dispositifs experimentaux. La pile EL-3 est contenue, avec ses auxiliaires des circuits des fluides, dans une enceinte etanche, en legere depression. Le circuit d'eau lourde de refroidissement primaire est entierement contenu dans cette enceinte. Son refroidissement est assure, par l'intermediaire d'un circuit secondaire en eau legere, par des refrigerants atmospheriques. Les circuits de ventilation de l'enceinte etanche et du bloc pile ne rejettent l'air a l'exterieur, en fonctionnement normal, par une cheminee particulierement etudiee, qu'apres filtrage et eventuellement dilution. La contamination eventuelle de l'eau legere, ou de l 'air, par des produits actifs, est controlee en permanence, pour permettre l'arret du reacteur et eviter le rejet a l'atmosphere de produits dangereux. La pile El3, mise en chantier en mai 1955, a diverge en juillet 1957, effectue sa premiere montee en puissance en decembre 1957 et a atteint sa pleine puissance en avril 1958. La mise en place du combustible actuel (cristal de Neige) s'est effectue durant l'ete 1964. Pile a vocation experimentale, elle est utilisee pour des etudes theoriques et technologiques par irradiation de materiel dans les canaux experimentaux et dans les cellules memes du coeur, avec possibilites de constituer des boucles independantes (en ce qui concerne les fluides de refroidissement). Trente canaux verticaux sont reserves a la fabrication de radioelements artificiels. (auteur)

  3. Le point sur l'initiative NEHSI

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

    soient affectées de manière à avoir des effets tangibles. Elle a pour but de faire en sorte que les planificateurs .... à bien, et on en a fait la démonstration aux autorités. Mesure de la malnutrition dans le cadre de l'audit social ... infantile, y compris des médicaments, et l'amélioration du fonctionnement de ces établissements;.

  4. Inventaire et aperçu bio-écologique de la malacofaune retrouvée ...

    African Journals Online (AJOL)

    SOLO

    Tesis Doctoral,. Universtat de Valencia, (1999) .743 p. [15] - L. BIGOT et P. AGUESSE, « Considération sur les adaptations de la faune des Invertébrés aux conditions particulières de fonctionnement des écosystèmes d'un Delta méditerranéen (la Camargue ou delta du Rhône) ». Bull. Muséum d'Histoire Naturelle, Marseille ...

  5. Usage pédagogique de Facebook dans une activité d’apprentissage en groupe par des étudiants tunisiens : analyse de l’efficacité du travail collaboratif

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Hassen BEN REBAH

    2017-01-01

    Full Text Available Cet article présente une analyse de l’usage pédagogique du réseau socio-numérique Facebook comme dispositif d’apprentissage collaboratif à distance dans l’enseignement supérieur, notamment à l’Institut supérieur des études technologiques de Mahdia (Tunisie. Cette recherche qualitative vise à évaluer l’efficacité du travail collaboratif dans le cadre d’une activité d’apprentissage impliquant des étudiants en informatique. Nous tentons à cet effet de déterminer en quoi l’usage de Facebook comme outil de partage, de communication et d’échanges en réseau favoriserait la mise en place d’un processus efficace de co-construction des savoirs et d’interactions entre apprenants. Pour atteindre cet objectif, l’analyse s’appuie sur le paradigme de l’apprentissage social de Bandura (1977 qui met l’accent sur le jeu d’interactions permanentes entre les comportements d’un individu, son fonctionnement cognitif et les variables de l’environnement. Les données issues des traces d’activités sur le mur du groupe Facebook et des contenus d’entretiens semi-directifs ont permis après analyse d’établir que l’utilisation pédagogique de Facebook a effectivement favorisé la coproduction des savoirs attendus chez les étudiants au cours de l’activité. Ainsi, nous sommes parvenus à la conclusion que l’usage de Facebook est efficace pour la mise en place d’une activité d’apprentissage collaborative à distance. Cependant, cela nécessite l’élaboration en amont d’un véritable scénario de formation organisant le déroulement de l’activité.

  6. Devices using GPS into driving simulators

    OpenAIRE

    ESPIE, S; GANIEUX, D; TOURNIER, N

    2004-01-01

    Cet article présente un nouvel outil utilisant des données SIG pour obtenir une définition analytique des routes afin que la base de données réponde aux besoins des simulateurs de conduite (modèle dynamique du véhicule, simulation de trafic, module sonore, etc.). Le simulateur peut calculer en temps réel les informations GPS simulées (SIL) et les envoyer au calculateur (HIS) qui fonctionne alors comme s'il équipait un véhicule réel sur une vraie route, dans des conditions réelles.

  7. Structures de données et méthodes formelles

    CERN Document Server

    Guyomard, Marc

    2011-01-01

    Ce livre porte sur l tude des structures de donn es, savoir des constituants logiciels dont la qualit conditionne le bon fonctionnement et l efficacit des applications informatiques. L originalit de cet ouvrage r side essentiellement dans le lien qu il tablit avec la discipline des m thodes formelles pour le g nie logiciel. Il montre comment il est possible de calculer les op rations qui accompagnent une structure de donn es partir d une sp cification rigoureuse. L auteur adopte la fois une perspective historique et une d marche fonctionnelle. La premi re partie de l ouvrage pr sente les bases

  8. Resolution of the multigroup scattering equation in a one-dimensional geometry and subsidiary calculations: the MUDE code; Resolution de l'equation multigroupe de la diffusion dans une geometrie a une dimension et calculs annexes: code MUDE

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Bore, C; Dandeu, Y; Saint-Amand, Ch [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1965-07-01

    MUDE is a nuclear code written in FORTRAN II for IBM 7090-7094. It resolves a system of difference equations approximating to the one-dimensional multigroup neutron scattering problem. More precisely, this code makes it possible to: 1. Calculate the critical condition of a reactor (k{sub eff}, critical radius, critical composition) and the corresponding fluxes; 2. Calculate the associated fluxes and various subsidiary results; 3. Carry out perturbation calculations; 4. Study the propagation of fluxes at a distance; 5. Estimate the relative contributions of the cross sections (macroscopic or microscopic); 6. Study the changes with time of the composition of the reactor. (authors) [French] MUDE est un code nucleaire ecrit en FORTRAN II pour IBM 7090-7094. Il resout un systeme d'equations aux differences approchant le probleme de diffusion neutronique multigroupe a une dimension. Plus precisement ce code permet de: 1. Calculer la condition critique d'un reacteur (k{sub eff}, rayon critique, composition critique) et les flux correspondants; 2. Calculer les flux adjoints et divers resultats connexes; 3. Effectuer des calculs de perturbation; 4. Etudier la propagation des flux a longue distance; 5. Ponderer des sections efficaces (macroscopiques ou microscopiques); 6. Etudier l'evolution de la composition du reacteur au cours du temps. (auteurs)

  9. A continuous acceleration tube of ions under 200 KV; Un tube d'acceleration continue d'ions sous 200 KV

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1954-07-01

    The realization of an Van de Graaff accelerator required, for the preliminary studies, the construction of a small proton accelerator, functioning at 200 kV in order to resolve some parasitic effects inherent to the accelerators tubes. The aim of this report is to describe the different organs of the accelerator tube, to explain the operating system and to encode their characteristics. The report first presents the ion source and the beam buncher permitting to inject in the accelerator tube particles of about 9 kV and very batched in a thin beam of circular section. Then the study explain the tube characteristics considered like optic system. A method to obtain precise calculation of particle trajectories is exposed. Aberrations of the system were discussed and balance of the currents on all electrodes inside the tube for different regimes of working were provided. The influence of the residual pressure in the tube were explained. The report finally ends on a part of the fundamental problem of the straining occurring inside the tubes accelerators under high tension. (M.B.) [French] La realisation d n accelerateur du type Van de Graaff a necessite, entre autres etudes preliminaires, la construction d'un petit accelerateur de protons, fonctionnant sous 200 kV afin d'eclaircir certains effets parasites propres aux tubes accelerateurs. L'objet de ce rapport est de decrire les differents organes du tube accelerateur, d'en expliquer le fonctionnement et de chiffrer leurs caracteristiques. Le memoire presente d'abord la source d'ions et le canon permettant d'injecter dans le tube accelerateur des particules de 9 kV environ et bien groupees dans un faisceau fin de section circulaire. Puis il passe a l'etude du tube considere comme systeme optique. Une methode utilisee pour le calcul precis des trajectoires des particules y est exposee. Il aborde le probleme des aberrations de ce systeme et fournit par la suite le bilan des courants sur toutes les electrodes a l

  10. Règles formelles et pratiques informelles des caissières d’un hypermarché

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Sophie Bernard

    2003-06-01

    Full Text Available Depuis la loi Aubry de Réduction Collective du Temps de Travail à trente-cinq heures, les discours sur la flexibilité abondent. Nous concentrerons ici notre analyse sur l’organisation du temps de travail des caissières d’un hypermarché en nous basant sur les résultats obtenus suite à une enquête de cinq mois (observation participante suivie d’entretiens réalisée dans un hypermarché de la banlieue parisienne. Outre le fait d’être essentiellement féminine à temps partiel flexible, cette population présente l’intérêt de fonctionner selon une gestion du temps de travail en « îlots-caisse », dont nous rappellerons les caractéristiques. Cette étude nous permettra ainsi de saisir à partir d’un cas concret les stratégies de résistance opposées par les caissières à une gestion du temps de travail extrêmement rigide et réglementée propre au secteur de la grande distribution.

  11. La Politique agricole de l'UEMOA : Etat de mise en œuvre et défis

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

    user

    règles du marché régional et international, en favorisant l'intensification de la production et en améliorant .... propositions concernant la composition, les attributions et le mode de fonctionnement des structures à ..... Accès alimentaire pour les.

  12. Connaissances, attitudes, pratiques et appréciations du personnel ...

    African Journals Online (AJOL)

    Connaissances, attitudes, pratiques et appréciations du personnel médical du CHU-Tokoin sur le rôle de la pharmacie hospitalière dans sa mission d'appui au fonctionnement des unités de soins et de diagnostic.

  13. 1498-IJBCS-Article- Kouassi Ahoussi+

    African Journals Online (AJOL)

    pc

    Cette étude traite de la caractérisation chimique et microbiologique des eaux de la commune ..... température, le pH, la conductivité électrique ...... géochimique du fonctionnement de la nappe profonde de Gafsa Nord (Tunisie centrale).

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-02-15

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

  15. Des périphéries « utiles » Usefull Peripheries

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Jacques Ivanoff

    2012-10-01

    Full Text Available L’accroissement des échanges d’hommes et de marchandises entrainé par la vision libérale d’un grand marché sans frontières redéfinit le travail de l’ethnologue qui doit prendre en compte les nouvelles recompositions des populations « de frontières » autrefois marginalisées. Ces populations sont autant des groupes sociaux que des ethnies, chacun d’eux renégociant sa position au sein des États-Nations, rappelant en préambule les notions de choix, d’idéologie nomade et les travaux sur les relations entre nomades et sédentaires. L’anthropologie des frontières est donc un champ de recherche qui doit utiliser les outils classiques de l’ethnologie tout en comprenant les enjeux ethniques des périphéries qui n’en sont plus. Les frontières ont toujours été des espaces de négociations organiquement liées aux centres et les ethnies qui y demeurent utilisent les nouvelles opportunités sociales, économiques et politiques de la « globalisation » pour construire, affirmer ou transcender leur ethnicité qui doit fonctionner de concert avec la nouvelle marche du monde. La disparition des ethnies n’est pas a l’ordre du jour, mais bien au contraire, fait apparaitre la résilience de ces peuples qui autorisent au chercheur l’observation d’un renouveau des dynamiques latentes propres a chaque ethnie. Les modes d’appropriation des ressources, des territoires, des points de passages sont autant de points de négociation pour ces populations qui bien qu’entrant dans le mouvement général de la nouvelle mobilité mondiale n’en révèlent pas moins leur véritable « cœur culturel », leur fond ethnique qu’elles doivent préserver.Driven by the vision of a large market without borders, the increase in exchanging people and goods has redefined the work of the anthropologist, who must now take into account new reconstructions of borderland populations who were once marginalized. These populations are

  16. Magnesium and aluminium-base products. For use as structural materials; Magnesium, aluminium et alliages. Emploi comme materiaux de structure

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Bernard, J.; Boudouresques, B.; Alfille, L.; Klersy, R. [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1958-07-01

    This paper deals with the ability of some Mg and Al-base products to be used as structural materials in thermal reactors. The results presented here are relating to investigations carried out for completing the design of french reactors. (author)Fren. [French] Les auteurs traitent de l'aptitude de quelques materiaux legers et ultra-legers a l'utilisation comme elements de structure des reacteurs thermiques. Les resultats presentes sont relatifs aux etudes effectuees pour l'etablissement des projets de piles fran ises. (auteur)

  17. Les perspectives pour une repression efficace des infractions ...

    African Journals Online (AJOL)

    ... afin qu'il dispose de compétences nécessaires à son bon fonctionnement. Nous estimons que pour atteindre cet objectif, il faut nécessairement envisager, ... coherent environmental legislation, an operational and efficient legal framework.

  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. Fast neutron flux in heavy water reactors; Flux de neutrons rapides dans les piles a eau lourde

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Brisbois, J; Katz, S [Commissariat a l' Energie Atomique, Centre d' Etudes Nucleaires de Fontenay-aux-Roses, 92 (France)

    1966-07-01

    The possibility of calculating the fast neutron flux in a natural uranium-heavy water lattice by superposition of the individual contributions of the different fuel elements was verified using a one-dimension Monte-Carlo code. The results obtained are in good agreement with experimental measurements done in the core and reflector of the reactor AQUILON. (author) [French] La possibilite de calculer le flux de neutrons rapides dans un reseau d'uranium naturel a eau lourde par superposition des apports des divers barreaux, a ete verifiee en utilisant un code Monte-Carlo monodimensionel. Les resultats obtenus concordent avec des mesures experimentales effectuees dans le coeur et reacteur de la pile Aquilon. (auteurs)

  20. 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)

  1. Les Cahiers du CREAD

    African Journals Online (AJOL)

    Admin

    Le bilan fut négatif dans la mesure où la gestion municipale et le fonctionnement des transports ... contrôle et d'administration sont particulièrement difficiles à mener. En outre, l'exercice de ...... Comparative Performance in. Urban Bus Transit: ...

  2. Technologies de l'information et de la communication pour le ...

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

    Le deuxième volume de cette série examine l'organisation, le fonctionnement et le rôle des télécentres communautaires. Il décrit l'expérience des télécentres dans de nombreuses collectivités, généralement situées en milieu rural, et analyse les structures et les mécanismes de gestion mis en place pour les appuyer.

  3. Criteria for Handling Qualities of Military Aircraft.

    Science.gov (United States)

    1982-06-01

    en son ban fonctionnement, asise sur de multiples campagnes dessais star bane eau sol, 6taat suffisante pour que los respansables des essais an vol de...du traitement analytiqoe des probli6mes complexes do lloprateur humain, andlioration quo l’application do l CRG apporterait au cours do la prochaine...control cnetia Gouverne do direction information Proceuig nt Traitement dinformation Fig. 2 - Principles of Active Control Principes do la CAG CL C Z W

  4. Le premier régime de protection sociale du Nigeria | CRDI - Centre ...

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

    14 juin 2017 ... La démarche de financement de la recherche du PEP est singulière et fort efficace, car elle vise plutôt à améliorer l'expertise des chercheurs des pays en développement ... Le modèle du PEP fonctionne bien, a-t-il ajouté, et il a une influence fort positive sur l'élaboration éclairée de politiques nationales. ».

  5. De la Bourgogne à l’international : construction et promotion des normes d’appellation d’origine ou l’influence des syndicats professionnels locaux

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Olivier Jacquet

    2004-12-01

    Full Text Available Pendant l’entre-deux-guerres, pour améliorer la difficile situation nationale et internationale du commerce des vins (fraudes, mévente, surproduction endémique, fermetures de marchés, politiques protectionnistes, le gouvernement français profite des débats internationaux pour imposer les normes hexagonales de vente et de production à l’étranger. En dépit de nombreuses réussites au sein de l’OIV ou lors de congrès, et malgré une propagande organisée, l’Etat français ne parvient pas à restaurer la confiance. La régionalisation des enjeux et les luttes pour ou contre l’instauration des appellations déclasse en partie les initiatives centralisées de l’Etat. Aussi, les syndicats vignerons tentent-ils d’organiser eux-mêmes leur propagande. Les démarches bourguignonnes vers les Etats-Unis évoquent ce processus d’exportation de la notion d’appellation d’origine. Dans un même temps, ces actions deviennent un moyen efficace pour légitimer nationalement ces nouvelles normes marchandes. L’apposition de normes légitimes semble, dans ce cas, un préalable nécessaire à tout bon fonctionnement du marché. De 1919 à 1939, la mise en place d’une légitimité internationale des AOC et la victoire nationale de cette norme procède au final d’une identification très locale des territoires de production en concurrence.Between the two World Wars, in order to improve the problematic situation of wine trading on a national and international scale – due to irregularities, slumping sales, endemic overproduction, markets closing down or protectionist policies – the French government took advantage of the worldwide debates taking place so as to have its own French standards of sales and production implemented abroad. Despite many successful manoeuvres within the OIV or at general meetings, and in spite of an organised propaganda, the French authorities were unable to recreate a state of confidence. The state

  6. ÉVALUATION ÉCONOMIQUE DES PLANS DE GESTION PISCICOLE.

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    ARMAND C.

    2002-04-01

    sauvage. Celle-ci est comprise entre 20 F et 50 F par pêcheur et par an. Un calcul simple montre que les bénéfices des pêcheurs sont du même ordre que les coûts de fonctionnement associés aux plans de gestion piscicole.

  7. 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

  8. 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)

  9. Principle of a liquid nitrogen irradiation device and its realization for use in a swimming-pool type reactor; Principe d'un dispositif d'irradiation a azote liquide et sa realisation pour utilisation dans une pile piscine

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1961-07-01

    The problem of pile irradiation of samples immersed in liquid nitrogen has been solved with total elimination of explosion hazards and high reliability (no moving parts). The principle of the device is that of a double bath: one of high purity nitrogen cools the samples at the level of the core; a second of commercial nitrogen is located above the first one, outside the high radiation field, and works as a continuous condenser for the pure nitrogen, the flow-back of which is provided simply by gravity. The apparatus described in detail here has been designed for a swimming-pool pile. It was so designed as to provide absolute protection against radiations and to allow the irradiated samples to be easily removed in the cold condition. This apparatus has been in operation for several months. In a fast flux greater than 10{sup 13} neutrons/cm{sup 2}.s and a {gamma}-flux of the order of 10{sup 8} roentgens/h, the consumption of liquid nitrogen is of the order of 100 liters a day. (author) [French] On a resolu le probleme de l'irradiation en pile d'echantillons immerges dans l'azote liquide en construisant un appareil d'un fonctionnement sur (aucune partie n'est mobile) qui elimine completement les dangers d'explosion. Le principe de l'appareil est celui d'un double bain: l'un, d'azote pur, refroidit les echantillons au niveau du coeur du reacteur; l'autre, d'azote commercial, est situe au-dessus du premier, hors du champ de rayonnement intense, et sert de condenseur continu pour l'azote pur. Ce dernier ainsi reliquefie regagne son bain par simple gravite. L'appareil decrit en detail ici, est concu pour une pile piscine. Il a ete etudie de facon a ne creer aucune fuite de rayonnement et a permettre la recuperation aisee des echantillons irradies sans rechauffage de ceux-ci. Cet appareil est en fonctionnement depuis plusieurs mois. Dans un flux rapide superieur a 10{sup 13} neutrons/cm{sup 2}.s et un flux {gamma} de l'ordre de 10{sup 8} roentgens/h, la consommation d

  10. Directeur, Ressources Humaines | CRDI - Centre de recherches ...

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

    Jouer un rôle de leader et établir, dans la planification stratégique du CRDI (qui ... du fonctionnement (administration de la rémunération, recrutement, dotation, ... le vice-président, Ressources, établir le programme des politiques stratégiques ...

  11. PERTURBATIONS AU SERVICE ACCUEIL ET ENREGISTREMENT - French version only

    CERN Multimedia

    ST/FM

    2002-01-01

    Nous vous informons que le lundi 28 octobre 2002, pendant les heures ouvrables, des perturbations seront à prévoir dans le fonctionnement du Service accueil et enregistrement ainsi que pour le Service serrurerie. Nous vous remercions par avance pour votre compréhension. ST/FM

  12. Dynamiques de résistance aux normes révolutionnaires à Cuba

    OpenAIRE

    Geoffray, Marie-Laure

    2013-01-01

    Les normes du régime révolutionnaire sont, à Cuba, inscrites dans l’espace. Elles fonctionnent comme des signes performatifs qui à la fois rappellent constamment la présence du pouvoir et catégorisent les individus selon leur conformité aux normes. Mais, depuis la crise économique des années 1990, des logiques centrifuges à l’œuvre au sein de la société cubaine viennent remettre en question la capacité du régime à générer une socialisation révolutionnaire homogène. On observe des dynamiques s...

  13. Study and realisation of a femtosecond dye laser operating at different wavelengths. Ultrashort pulses compression and amplification; Etude et realisation d'un laser a colorant femtoseconde fonctionnant a differentes longueurs d'onde. Compression et amplification d'impulsions ultrabreves

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Georges, Patrick

    1989-12-21

    685 nm et inferieures a 50 fs entre 775 nm et 800 nm ont ete produites pour la premiere fois par verouillage de modes passif. Un regime de fonctionnement particulier du laser a ete observe et analyse en termes de solitons optiques. Les impulsions dans le proche infrarouge nous ont permis d'etudier la cinetique de la saturation de l'absorption dans des semi-conducteurs du type multipuits quantiques GaAs/AIGaAs. Afin de realiser des experiences de spectroscopie resolue dans le temps avec des impulsions encore plus breves, nous avons etudie un systeme de compression d'impulsions suivi d'une amplification pour augmenter leur energie. Des impulsions de 20 fs avec une energie de 10 microjoules (puissance crete: 0,5 GW) ont ete obtenues a faible cadence (10 Hz) et des impulsions de 16 fs avec une energie de 0,6 microjoules ont ete produites a haut taux de repetition (11 kHz) en utilisant un laser a vapeur de cuivre. Ces impulsions ont ete utilisees pour etudier la cinetique de la saturation de l'absorption dans un colorant organique: le Vert de Malachite. (auteur)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Girardin, G.

    2009-07-09

    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

  15. Perspectives d'amélioration du rendement à très faible charge des moteurs d'automobile Prospects for Lmprovinq the Very-Low-Load Efficiency of Automotive Engines

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Douaud A.

    2006-11-01

    Full Text Available Le mauvais rendement énergétique des véhicules utilisés à très faible charge (circulation urbaine, vitesses limitées provient entre autres des combustions non optimales. Celles-ci sont de plusieurs types : combustion lente et/ou tardive, ratés de propagation. L'acquisition de cycles de pression au moyen du système DIGITAP développé à l'In-titut Français du Pétrole (IFP est décrite et le calcul instantané du travail cycle-à-cycle permet de définir un critère de stabilité de fonctionnement du moteur. L'analyse thermodynamique des cycles montre que la composition du mélange air + carburant + gaz résiduels, trop proche des limites de propagabilité de flamme, est à l'origine des phénomènes observés. Des voies d'action portant sur les gaz résiduels, la turbulence et les paramètres du système d'allumage sont dégagées et permettent des améliorations importantes du rendement. The poor energy efficiency of vehicles used at very low engine load (urban traffic, limited speeds comes from non-optimum combustion, among other causes. Such combustion may be of several types, i. e. slow and/or late combustion, propagation misfiring. The recording of pressure cycles by the DIGITAP system developed at Institut Français du Pétrole (IFP is described, and the instantaneous computing of the cycle-to-cycle work enables a stability criterion for engine operating to be described. The thermodynamic analysis of the cycles shows that the composition of the air + fuel + residuel gas mixture which is too close to flame propagation limits is at the origin of the phenomena observed. Methods of action concerning residual gases, turbulence and the parameters of the ignition system are determined and make for great improvements in efficiency and stability for such types of running.

  16. Vécu des situations scolaires, estime de soi et Développement : du jugement moral a la période de la latence

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Emile-Henri Riard

    2011-06-01

    Full Text Available Suivant une approche de psychologie sociale clinique, le point de vue adopté dans cet article est triple : 1- considérer les situations scolaires “ ordinaires ” comme potentiellement génératrices de difficultés; 2- s’inscrire en amont de l’adolescence afin d’améliorer la compréhension de cette dernière; 3 – considérer le vécu des élèves. La recherche menée en France (enfants de 6 à 11 ans, par questionnaire (48 situations relevant de la scolarité : classe, cour de récréation, trajet domicile/école et domicile ont été proposées ; test d’estime de soi (Coopersmith ; développement moral (Kohlberg. Variables : âge, sexe, mode d’habitat, position scolaire, classement, département. Les résultats (analyse de variance démontrent un fonctionnement “ en bloc ” du niveau de vécu de difficulté. Ressortent comme variables significatives, par ordre d’importance décroissante: le sexe (les garçons ressentent davantage les difficultés que les filles; l’âge (le niveau de difficulté vécue décroît avec l’âge mais concerne surtout la cour de récréation ; le mode d’habitat (collectif. La classe est l’espace le plus porteur de différences de vécu de difficultés indépendamment des variables. Le niveau d’autonomie et l’estime de soi sont schématiquement inversement proportionnés au niveau de difficulté vécu. La conclusion met l’accent sur l’importance des effets interactif et d’accumulation des situations.

  17. The general formulation and practical calculation of the diffusion coefficient in a lattice containing cavities; Formulation generale et calcul pratique du coefficient de diffusion dans un reseau comportant des cavites

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1959-07-01

    The calculation of diffusion coefficients in a lattice necessitates the knowledge of a correct method of weighting the free paths of the different constituents. An unambiguous definition of this weighting method is given here, based on the calculation of leakages from a zone of a reactor. The formulation obtained, which is both simple and general, reduces the calculation of diffusion coefficients to that of collision probabilities in the different media; it reveals in the expression for the radial coefficient the series of the terms of angular correlation (cross terms) recently shown by several authors. This formulation is then used to calculate the practical case of a classical type of lattice composed of a moderator and a fuel element surrounded by an empty space. Analytical and numerical comparison of the expressions obtained with those inferred from the theory of BEHRENS shows up the importance of several new terms some of which are linked with the transparency of the fuel element. Cross terms up to the second order are evaluated. A practical formulary is given at the end of the paper. (author) [French] Le calcul des coefficients de diffusion dans un reseau suppose la connaissance d'un mode de ponderation correct des libres parcours des differents constituants. On definit ici sans ambiguite ce mode de ponderation a partir du calcul des fuites hors d'une zone de reacteur. La formulation obtenue, simple et generale, ramene le calcul des coefficients de diffusion a celui des probabilites de collision dans les differents milieux; elle fait apparaitre dans l'expression du coefficient radial la serie des termes de correlation angulaire (termes rectangles), mis en evidence recemment par plusieurs auteurs. Cette formulation est ensuite appliquee au calcul pratique d'un reseau classique, compose d'un moderateur et d'un element combustible entoure d'une cavite; la comparaison analytique et numerique des expressions obtenues avec celles deduites de la theorie de BEHRENS

  18. Les dispositifs de la complexité :métalangage et traduction dans la construction de la ville

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Vincenzo Guarrasi

    1999-10-01

    Full Text Available La géographie culturelle propose une lecture de la réalité urbaine qui tend à identifier cette réalité avec un ensemble de signes dont la fonction essentielle est d´introduire de l’ordre et du sens dans les structures sociales complexes. Il n´y a pas d´organisation sociale ou de situation territoriale complexe qui puissent se soustraire au passage contraignant d´une traduction en termes de structures ordonnées et douées de sens. Le fonctionnement d´un monde artificiel complexe impose, donc, l´adoption de systèmes de régulation et de contrôle très raffinés. Il ne peut pas être réglé par des automatismes. Pour qu’une telle réalité fonctionne, il est nécessaire qu´elle soit sous le contrôle de l´action humaine intelligente. Mais tout cela a une limite. Sur la surface de la terre, il y a des lieux qui sont irréductibles à ce que nous pouvons en dire. Ce sont des lieux que nos corps savent seulement habiter, à savoir les villes. Ces lieux incitent l´homme à prendre conscience, et à élaborer des langages, à inventer de nouvelles théories et des œuvres d´art.

  19. A Survey of the Fuel Cycles Operated in the United Kingdom; Etude d'ensemble sur les cycles de combustible au Royaume-Uni; Obzor toplivnykh tsiklov, ispol'zuemykh v soedinennom korolevstve; Estudio de los ciclos de combustible utilizados en el Reino Unido

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Allday, C. [United Kingdom Atomic Energy Authority, Risley, Warrington, Lancs (United Kingdom)

    1963-10-15

    son programme d'energie d'origine nucleaire sur la filie re des reacteurs a l'uranium naturel et au graphite, refroidis par un gaz. Les reacteurs de Calder Hall et de Chapelcross fonctionnent depuis sept ans; ceux de Berkeley et de Bradwell, qui dependent du Central Electricity Generating Board (CEGB), sont maintenant en service et sept autres reacteurs sont en construction ou en projet. Le combustible destine a ces reacteurs est etudie et fabrique dans l'usine de l'Atomic Energy Authority (AEA) a Springfields, puis transporte jusqu'au reacteur. Apres irradiation et dechargement, le combustible est transporte a l'usine de l'AEA, situee a Windscale, ou l'uranium et le plutonium sont separes des produits de fission. L'auteur decrit l'experience britannique en matiere d'etude et de fabrication du combustible, d'exploitation du reacteur, de transport et de traitement chimique du combustible irradie. Il examine brievement le comportement du combustible dans le reacteur et les differents programmes possibles de chargement et de dechargement, ce sujet etant developpe dans un autre memoire. b) Reacteurs utilisant les combustibles enrichis. Le Royaume-Uni met au point un reacteur perfectionne refroidi par un gaz (Advanced Gas Cooled Reactor = AGR), dont le prototype a ete mis en service en 1963. Le combustible est fabrique a partir d'oxyde d'uranium enrichi gaine d' acier inoxydable; apres irradiation, il sera traite dans une novelle installation qui sera ajoutee a l'usine de separation de Windscale ou est actu ellement traite le combustible gaine de magnox. L'uranium enrichi destine a AGR est produit par l'usine de diffusion situee a Capenhurst. L'oxyde d'uranium naturel enrichi au plutonium peut remplacer, comme combustible, l'oxyde d'uranium enrichi. L'auteur decrit l'experience acquise dans la transformation de l'oxyde destine a AGR et dans le fonctionnement du reacteur et indique comment on envisage de traiter le combustible irradie. Il examine le cas de l'utilisation d

  20. 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)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

    A brief description is given of the experiments leading to the choice of the process volatilization of fluorides by gas phase attack. The chemical process is described for certain current types of clad Fuels: the aluminium or the zirconium cladding is first volatilized as chloride by attack with gaseous hydrogen chloride. The uranium is then transformed into volatile hexafluoride by attack with fluorine. These reactions are carried out consecutively in the same reactor in the presence of a fluidized bed of alumina which facilitates heat exchange. The experiments have been carried out in quantities from 100 gms to several kilograms of fuel, first without activity, and then with tracers. A description is given of the laboratory research which was carried out simultaneously on the separation of uranium and plutonium fluorides. Finally, an apparatus is described which is intended to test the process on irradiated fuel at an activity level of several thousands of curies of fission products. (authors) [French] On rappelle brievement les experimentations qui nous ont permis de decider du procede adopte volatilisation des fluorures par attaque en phase gazeuse. On decrit le processus chimique pour certains types courants de combustibles Gaines: dans un premier stade, l'aluminium ou le zirconium est volatilise sous forme de chlorure par action de l'acide chlorhydrique. Ensuite, l'uranium est transforme en hexafluorure volatil par action du fluor. Ces operations se font successivement dans un meme reacteur, en presence d'un lit fluidise d'alumine qui a pour but de faciliter les echanges thermiques. L'experimentation a ete conduite sur des quantites allant de 100 g a plusieurs kg de combustibles, en inactif, puis avec des traceurs. On decrit les etudes de laboratoire menees parallelement sur la separation des fluorures d'uranium et de plutonium. Enfin, on decrit une installation en construction destinee a experimenter le procede sur combustible irradie, a l'echelle de

  2. Modélisation et estimation de la valeur de la terre agricole dans la ...

    African Journals Online (AJOL)

    Afrique Science: Revue Internationale des Sciences et Technologie ... avec le mode d'accès traditionnel au profit d'un mode d'accès moderne à la terre agricole devenue ... et à définir les règles du fonctionnement du marché de terre agricole.

  3. 1246-IJBCS-Article-Dr Ibrahim Imorou Toko

    African Journals Online (AJOL)

    DR GATSING

    2011 International Formulae Group. All rights reserved. ..... leur mode de fonctionnement (Bard et al.,. 1974). Dans la .... développée, l'accès aux trous à poissons étant impossible car ils ... une saturation des marchés en produits de pèche due ...

  4. Research

    African Journals Online (AJOL)

    ebutamanya

    2 nov. 2015 ... d'un défaut de fonctionnement du cil primaire qui est une organelle présente dans la plupart .... d'une part par le recours tardif des patients aux soins, mais aussi ... tensionnel identique à celui de la population générale. Les.

  5. Operation of a direct current transformer used as a 'flux pump'; Fonctionnement du transformateur a courant continu utilise en 'pompe a flux'

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1967-07-01

    The author derives the equations governing the operation of a flux pump with a superconducting transformer. He shows that these exists a limiting value of the current in the charge coil and that the limit is independent of this coil. (author) [French] L'auteur etablit les equations de fonctionnement d'une pompe a flux a transformateur supraconducteur, il montre l'existence d'une limite, du courant dans la self de charge et l'independance de cette limite vis-a-vis de cette self. (auteur)

  6. Optical Engines as Representative Tools in the Development of New Combustion Engine Concepts Moteurs transparents comme outils représentatifs dans le développement de nouveaux concepts des moteurs à combustion interne

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Kashdan J.

    2011-11-01

    de s’assurer que le fonctionnement des moteurs transparents est tout à fait comparable et représentatif de celui des moteurs standards (opaques. Une comparaison du comportement de la combustion et des émissions des moteurs transparents et opaques a été réalisée. L’objectif était d’étudier les différences principales entre le moteur transparent et le moteur opaque et de comprendre comment ces différences peuvent influencer les phases de préparation du mélange, la combustion et la formation de polluants. Les résultats expérimentaux révèlent l’influence significative des différences liées à la température des parois de la chambre de combustion. Des mesures de la température des parois ont été effectuées par la technique de phosphorescence induite par laser. Ces mesures ont permis de définir des stratégies de fonctionnement moteur permettant de compenser les différences de température de paroi entre les deux moteurs. En outre, l’impact des différences géométriques des chambres a été investiguée. La réhausse piston peut subir soit un chargement mécanique dynamique (effets de compression ou de traction soit une expansion thermique. Ces effets peuvent faire varier le taux de compression effectif. La charge admise dans les moteurs transparents est souvent diluée par de l’EGR simulé au lieu d’utiliser l’EGR réel. Dans les conditions de Diesel LTC, une comparaison a été effectuée entre l’utilisation d’EGR réel et d’EGR simulé par un gaz diluant pur. Enfin, les carburants mono-composants (carburants purs sont souvent utilisés dans les moteurs Diesel transparents en raison des contraintes imposées par l’utilisation de techniques de diagnostics optiques. Cependant, les carburants purs diffèrent quelque peu des carburants Diesel réels, en particulier au travers de leur indice de cétane et de leur volatilité. Ces différences peuvent influencer fortement le comportement de la combustion et des

  7. QUELS MÉDIAS POUR QUELLE SOCIÉTÉ?

    OpenAIRE

    Tétu , Jean-François

    1993-01-01

    National audience; "Scepticisme, stupéfiance, incrédulité. Tels sont, à l'égard des médias, et plus particulièrement dela télévision, les sentiments dominants des citoyens. Chacun, confusement, sent bien que quelquechose ne va pas dans le fonctionnement général du système informationnel. Les mensonges et lesmystifications de la guerre du Golfe -"l'Irak, quatrième armée du monde", "la marée noire dusiècle", "une ligne défensive inexpugnable", "la guerre chirurgicale", "l'efficacité des Patriot...

  8. Détection de dysfonctionnement d'un système amortisseur de véhicule automobile

    OpenAIRE

    Ragot , José; Maquin , Didier; Adrot , Olivier; Boatas , Armand; Jampi , Didier

    2003-01-01

    International audience; Le système d'amortissement d'un véhicule est un organe sensible au vieillissement, à l'usure et à des défauts accidentels ; les conséquences de ces perturbations sur la tenue de route peuvent être critiques et l'on conçoit alors l'intérêt de développer des méthodes de diagnostic capables de renseigner sur l'état de fonctionnement de ce dispositif en fournissant des indicateurs d'alerte de dysfonctionnement. Cette communication apporte quelques éléments méthodologiques ...

  9. Apparatus of irradiation of steel test pieces in the Marcoule pile G 1; Dispositifs d'irradiation d'eprouvettes d'acier dans la pile G 1 de Marcoule

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Marinot, R; Wallet, Ph [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France).Centre d' Etudes Nucleaires

    1960-07-01

    Test pieces of steel were irradiated in the reactor G1 at Marcoule, in convectors replacing fuel elements, and in vertical channels in furnace-heated containers. The apparatus designed for this irradiation is described: containers, converter-rods, suspension fixtures and clamps, temperature measurement devices, lead castles and unloading set-ups. (author) [French] Des eprouvettes d'acier ont ete irradiees dans le reacteur G1 de Marcoule dans des convertisseurs mis a la place d'elements combustibles, et dans des canaux verticaux, en conteneurs chauffes par four. Nous decrivons l'appareillage etudie pour cette irradiation: conteneurs, barreaux-convertisseurs, dispositifs de suspension et d'amarrage, dispositifs de regulation et de mesure de temperature, chateaux de plomb et montages de defournement. (auteur)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-09-15

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

  11. Control apparatus for radioactive contamination of the filtering device adapted on the protection apparatus of the respiratory tracts (1961); Appareil de controle de la contamination radioactive des dispositifs filtrants adaptes sur les appareils de protection des voies respiratoires (1961)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Dujancourt, S; Roche, J [Commissariat a l' Energie Atomique, Centre de Production de Plutonium, Marcoule (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1961-07-01

    That apparatus allows to detect and localize the radioactive contamination of the mask cartridge, for alpha, beta and gamma radiations, concerning external contamination, and for beta and gamma radiations, concerning internal contamination. It consists of lead coffin, in which the cartridge is inserted for control. Halogen counters are in contact with it. Operation conditions (Geiger or proportional) and their position on regard to the cartridge are controlled from outside. A sealer counts the pulses, given by the different counters. (authors) [French] Cet appareil permet de detecter et de localiser la contamination radioactive de cartouches filtrantes de masques, en {alpha}, {beta} et {gamma}, en ce qui concerne la contamination exterieure, et en {beta} et {gamma} en ce qui concerne la contamination interieure. Il est constitue par un coffre en plomb dans lequel est introduite la cartouche a controler. Des compteurs halogenes sont au contact de celle-ci. Leur regime de fonctionnement (Geiger ou proportionnel) et leur position par rapport a la cartouche sont commandes de l'exterieur. Une echelle de comptage compte les impulsions donnees par les differents compteurs. (auteurs)

  12. Efficacité des néonicotinoïdes et des pyréthrinoïdes utilisés contre le ...

    African Journals Online (AJOL)

    Efficacité des néonicotinoïdes et des pyréthrinoïdes utilisés contre le foreur des tiges du cacaoyer ( Eulophonotus myrmeleon Felder : Lepidoptera, Cossidae). Implications dans la stratégie de protection de la cacaoculture en Côte d'Ivoire.

  13. Oméga 3 et neurotransmission cérébrale

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Vancassel Sylvie

    2004-01-01

    Full Text Available Les acides gras polyinsaturés (AGPI sont des constituants structuraux fondamentaux du système nerveux central (SNC dont la teneur conditionne le fonctionnement des cellules neuronales. Ils sont des acteurs de la communication intercellulaire, notamment à travers les processus de neurotransmission. De nombreuses études ont montré chez l’animal que le déficit des membranes cérébrales en oméga 3, et plus particulièrement en acide docosahexaénoïque (22 : 6ω-3 ou DHA induit par une carence alimentaire spécifique en cette famille d’AGPI, s’accompagne de troubles de l’apprentissage. Un support neurochimique a été avancé, impliquant les processus de libération de neurotransmetteurs, notamment les monoamines et l’acétylcholine. Cette relation entre AGPI ω3 et neurotransmission est d’autant plus intéressante qu’elle pourrait être également impliquée chez l’Homme dans l’apparition et\\\\ou la sévérité de certains troubles neuropsychiatriques dans lesquels des dysfonctionnements de la neurotransmission sont constatés (schizophrénie, dépression, hyperactivité chez l’enfant. En effet, de nombreuses études révèlent un déficit du statut corporel en AGPI oméga 3 (20 : 5 et 22 : 6 mais aussi en oméga 6, qui peut être corrigé par voie nutritionnelle, permettant alors de réduire significativement certains des symptômes pathologiques. Dans ce contexte, nous développons au laboratoire des recherches visant à comprendre les mécanismes d’action des oméga 3, et en particulier du DHA, dans les membranes nerveuses et l’incidence sur le fonctionnement de ces cellules.

  14. The diode pump: its application to nuclear particle counting and to the detection of rapid neutronic power excursions in atomic piles (1962); La pompe a diodes, son application au comptage de particules nucleaires et a la detection des excursions rapides de puissance neutronique d'une pile atomique (1962)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-05-15

    This work deals in particular with three applications of an electronic device whose principle is based on that of the diode pump. 1- Linear response circuit 2- Logarithmic response circuit 3- Detection of neutronic power excursions in atomic piles using a circuit or a combination of several circuits of the linear response type. Each of the applications has been studied theoretically and experimentally. Finally, the detection of rapid power excursions is extensively discussed with reference to the many methods available, emphasis being laid on the rapidity of the electronic response. (author) [French] Cet ouvrage traite plus particulierement de trois applications d'un dispositif electronique dont le principe de fonctionnement est base sur celui de la pompe a diodes. 1- Circuit a reponse lineaire 2- Circuit a reponse logarithmique 3- Detection des excursions de puissance neutronique d'une pile atomique a l'aide d'un circuit ou d'une association de plusieurs circuits a reponse lineaire. Chacune des applications fait l'objet d'une etude theorique et experimentale. Enfin, la detection des excursions rapides de puissance est tres largement discutee a travers plusieurs methodes, notamment sur la partie concernant la rapidite de reponse de l'electronique. (auteur)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1959-12-15

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

  16. Les prairies de l’estuaire de la Loire : étude de la dynamique de la végétation de 1982 à 2014

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Mathieu Le Dez

    2017-01-01

    Full Text Available L’analyse diachronique de cartes de végétation est réalisée pour caractériser les dynamiques de la végétation de l’estuaire de la Loire à différentes échelles spatiales et temporelles. Le modèle des matrices de transition est utilisé pour décrire quantitativement les dynamiques observées. Les analyses révèlent notamment la régression des prairies, le développement des roselières et des boisements ainsi que la progression des végétations halophiles. Ces résultats sont mis en relation avec l’évolution des usages sur ce territoire et les modifications du fonctionnement hydro-sédimentaire de l’estuaire.

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-09-01

    millimetres fonctionnent correctement en detecteurs pour des tensions appliquees d'environ 500 volts. Les resolutions observees sont alors de l'ordre de 2 pour centpour les electrons monocinetiques et de 4 pour cent pour les gamma; elles peuvent etre ameliorees par l'emploi d'un preamplificateur a tres faible bruit.

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-09-01

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

  19. Securing Wireless Local Area Networks with GoC PKI

    Science.gov (United States)

    2007-10-01

    profit de la technologie d’infrastructure à clé publique (ICP) du Gouvernement du Canada (GC) pour une authentification forte des utilisateurs...environnements protégés du GC lorsqu’il fonctionne en mode entreprise et qu’il est combiné à des certificats délivrés par l’ICP du GC et à une...on the WPA2 secured wireless link. The VPN gateway carries out VPN authentication with the same user certificates used to perform WLAN authentication

  20. Adaptability in Coalition Teamwork (Facultes d’adaptation au travail d’equipe en coalition)

    Science.gov (United States)

    2008-04-01

    principaux résultats des 30 communications théoriques et de recherche ont été les suivants : • Les outils de formation (jeux, simulations) fonctionnent...militaires ; • Le retour d’information sur le moral et les performances des équipes en opérations est un instrument qui est particulièrement apprécié...during operations is an instrument that is highly valued by commanders in the field; and • Differences in language proficiency in English confound

  1. L'impact des développements scientifiques sur la résolution des problèmes techniques posés par la nouvelle conjoncture dans l'exploration et la production du pétrole Impact of Scientific Developments on the Solving of Technical Problems Raised by the New Economic Situation in Oil Exploration and Production

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Tissot B.

    2006-11-01

    Full Text Available Dans les circonstances difficiles que traverse l'exploration et la production du pétrole, le savoir-faire technologique, associé à la maîtrise des coûts, seront pour l'industrie pétrolière et parapétrolière des atouts essentiels. On envisage ici l'impact prévisible des développements scientifiques sur la résolution des problèmes techniques dans l'exploration et la production. Les principales disciplines scientifiques concernées (géologie, géophysique, géochimie, mécanique des roches et des sols, mécanique des fluides, physicochimie des interfaces ainsi que trois techniques de base (modélisation, systèmes experts, matériaux nouveaux sont examinées dans ce sens. En particulier,la modélisation numérique voit son importance croître de manière spectaculaire : elle couvre désormais des domaines nouveaux, comme les Sciences de la Terre, et continue à s'enrichir de développements importants, même dans les secteurs où on l'utilise depuis 20 ans comme la production. Ces évolutions s'accompagneront nécessairement d'ajustements dans la formation des hommes et le fonctionnement des organisations; en particulier un espace nouveau pourrait se dégager pour de petites entreprises de conseil et de service plus riches en matière grise qu'en investissements lourds. In the difficult circumstances now confronting oil exploration and production, technical know-how combined with cost control will be essential assets for the petroleum and petroleum equipment and service industries. This article considers the foreseeable impact of scientific developments on the solving of technical problems in exploration and production. The principal scientific disciplines involved (geology, geophysics, geochemistry, rock and soil mechanics, fluid mechanics, interface physicochemistry as well as three basic techniques (modeling, expert systems, new materials are examined within this context. In particular, numerical modeling is increasing in

  2. Santé des adolescents et des jeunes au Burkina Faso : état des ...

    African Journals Online (AJOL)

    Il s'est agi d'une étude évaluative ayant utilisé une revue documentaire associée à une interview des acteurs clés et un atelier de validation et d'identification des interventions pertinentes pour un plan stratégique national. La situation de la santé des adolescents et des jeunes est caractérisée par des grossesses précoces ...

  3. La fabrique des sciences des institutions aux pratiques

    CERN Document Server

    Benninghoff, Martin; Crettaz von Roten, Fabienne; Merz, Martina

    2006-01-01

    Aujourd'hui, les façons de produire, d'organiser, d'évaluer et d'utiliser les savoirs sont en profond débat. De plus en plus, l'Etat, la société civile et l'économie tentent d'influencer les activités des universités et des laboratoires de recherche. Ces développements mettent à l'épreuve tout à la fois les fondements des systèmes d'enseignement supérieur et de recherche, l'autonomie des institutions scientifiques, la définition des frontières des savoirs et l'acceptation des sciences. Dans des contextes suisses et européens, cet ouvrage s'intéresse aux manières dont les sciences et les technologies sont fabriquées, en analysant leurs institutions et les pratiques. A partir d'une approche relationnelle, les sciences et les technologies sont conçues comme des phénomènes profondément sociaux, culturels et politiques. Une telle démarche déstabilise les visions parfois idéalisées et stéréotypées de la construction des savoirs. Des études de cas détaillées décrivent des phénomè...

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1961-07-01

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

  5. Safety report concerning Melusine (after power increase to 4 MW). Descriptive part. Volumes 1 and 2; Rapport de surete de ''melusine'' (apres augmentation de puissance a 4 MW). Partie descriptive. Tomes 1 et 2

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Baas, C; Delcroix, V; Jacquemain, M; Marouby, R; Meunier, C; De Robien, E; Rossillon, F [Commissariat a l' Energie Atomique, Grenoble (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1967-03-01

    'avril 1960; 2 MW A partir de septembre 1961; 4 MW a partir de decembre 1965. Diverses modifications ont ete apportees depuis la construction. Elles concernent: - L'adjonction d'une cellule chaude. - Les effluents: 2 cuves de 15 m{sup 3} pour effluents liquides ont ete mises en place. L'installation de regeneration des resines a ete entierement modifiee. - Le batiment: des bureaux ont ete ajoutes - des aires experimentales ont ete construites dans le hall. - L'alimentation electrique. - Les circuits de refroidissement et d'epuration (mise en place d'un second echangeur, remplacement des pompes primaires, creation d'une couche chaude, etc... ). - Les elements combustibles (actuellement elements type MTR enrichis a 90 pour cent). - La piscine (qui a ete munie partiellement d'un revetement en acier inoxydable). - Le coeur (mise en place de 'tabourets', d'un plongeoir, etc...). - La ventilation: le hall a ete mis en depression en fonctionnement normal, en cas d'incident, le hall peut etre isole et un circuit de secours peut etre demarre. Une cheminee a ete installee. - Le hall (qui a ete renforce et dont l'etancheite a ete amelioree). - L'electronique de controle (modifiee dans son principe et maintenant entierement transistorisee). L'ensemble a si profondement evolue que le reacteur n'a plus que de lointains rapports avec la realisation initiale. Il a paru necessaire de faire une breve synthese de ces ameliorations afin de mieux permettre de juger des caracteristiques de surete actuelles de l'installation, caracteristiques du reste beaucoup mieux connues du fait des experiences realisees tant a GRENOBLE au Service des Transferts Thermiques qu'a CADARACHE (Cabri) et TOULON (travaux de M. PASCOUET). (auteurs)

  6. Safety report concerning Melusine (after power increase to 4 MW). Descriptive part. Volumes 1 and 2; Rapport de surete de ''melusine'' (apres augmentation de puissance a 4 MW). Partie descriptive. Tomes 1 et 2

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Baas, C.; Delcroix, V.; Jacquemain, M.; Marouby, R.; Meunier, C.; De Robien, E.; Rossillon, F. [Commissariat a l' Energie Atomique, Grenoble (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1967-03-01

    d'avril 1960; 2 MW A partir de septembre 1961; 4 MW a partir de decembre 1965. Diverses modifications ont ete apportees depuis la construction. Elles concernent: - L'adjonction d'une cellule chaude. - Les effluents: 2 cuves de 15 m{sup 3} pour effluents liquides ont ete mises en place. L'installation de regeneration des resines a ete entierement modifiee. - Le batiment: des bureaux ont ete ajoutes - des aires experimentales ont ete construites dans le hall. - L'alimentation electrique. - Les circuits de refroidissement et d'epuration (mise en place d'un second echangeur, remplacement des pompes primaires, creation d'une couche chaude, etc... ). - Les elements combustibles (actuellement elements type MTR enrichis a 90 pour cent). - La piscine (qui a ete munie partiellement d'un revetement en acier inoxydable). - Le coeur (mise en place de 'tabourets', d'un plongeoir, etc...). - La ventilation: le hall a ete mis en depression en fonctionnement normal, en cas d'incident, le hall peut etre isole et un circuit de secours peut etre demarre. Une cheminee a ete installee. - Le hall (qui a ete renforce et dont l'etancheite a ete amelioree). - L'electronique de controle (modifiee dans son principe et maintenant entierement transistorisee). L'ensemble a si profondement evolue que le reacteur n'a plus que de lointains rapports avec la realisation initiale. Il a paru necessaire de faire une breve synthese de ces ameliorations afin de mieux permettre de juger des caracteristiques de surete actuelles de l'installation, caracteristiques du reste beaucoup mieux connues du fait des experiences realisees tant a GRENOBLE au Service des Transferts Thermiques qu'a CADARACHE (Cabri) et TOULON (travaux de M. PASCOUET). (auteurs)

  7. Description of a Reactivity Measuring Apparatus; Description d'un Type d'Appareil de Mesure de la Reactivite

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Deiss, M.; Uberschlag, J. [Centre d' Etudes Nucleaires de Saclay (France)

    1966-06-15

    apparatuses have different dividers in the output unit, in the one case Potentiometric, and in the other electronic. The first apparatus is suitable in principle for most normal measurements. The second, by reason of its shorter response time, is suited both to measurements of higher reactivity values with the reactor level rising, and also with the reactor level falling, even over limited power ranges. (author) [French] La mesure de la periode ou du temps de doublement fournit en general au technicien du controle des reacteurs une information suffisante sur l'evolution du reacteur. Le physicien attache a la determination de parametres physiques ne peut se satisfaire de la mesure ordinaire de ces grandeurs, dont les concepts font abstraction de la nature du phenomene de la fission nucleaire. Habituellement le physicien doit donc convertir la mesure du temps de doublement, effectuee sur un temps suffisamment long, afin d'en eliminer les termes transitoires perturbateurs, et convertir, par intermediaire des courbes de Nordheim, cette mesure en valeur de reactivite. Cette procedure est longue et contraignante. Il a donc semble utile de concevoir un type d'appareil capable d'evaluer directement et instantanement le coefficient de multiplication excedentaire Greek-Small-Letter-Delta K a partir de l'evolution d'une grandeur physique N supposee proportionnelle au flux neutronique regnant dans le coeur du reacteur. Le coefficient Greek-Small-Letter-Delta K est pratiquement assimilable a la reactivite au voisinage de la criticalite. Un appareil de ce type peut en consequence resoudre la relation inverse a celle definie par le systeme des equations differentielles se rapportant au reacteur, en considerant le cas simplifie du reacteur point dans la theorie a un groupe. L'application des techniques du calcul analogique conduit a utiliser un reseau du type Pagels qui sera dispose, soit comme impedance d'entree, soit comme impedance de contre-reaction d'un amplificateur operationnel. Cette

  8. 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

  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. Mobility of Rb{sup +} and Cs{sup +} ions in gases at high pressures; Mobilite des ions Rb{sup +} et Cs{sup +} dans les gaz a haute pression

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-07-01

    A theoretical study and mobility measurements have been made of Rb{sup +} and Cs{sup +} ions moving in gases at high pressures (10{sup -2} to 25 kg/cm{sup 2}). The theoretical study has been effected using the results of P. Langevin who considers the ions and molecules as elastic spheres and takes into account the electrical polarization forces. The practical work has been carried out using the Rb{sup +} and Cs{sup +} ions emitted by a thermal source; for the measurement of their velocity the method using an ionic beam cut by four grids was employed. Since the source does not work in atmospheres containing oxygen (even in the combined state) the tests only involved pure gases: nitrogen, argon, helium at pressures of from 10{sup -2} to 12 kg/cm{sup 2}. The overall results show that the Rb{sup +} and Cs{sup +} ionic mobilities are very similar and that for fairly-short times spent by the ions in the gas, the measurement results are in agreement with theory. An increase in these times favours a degradation of the ions, which always leads to a decrease in the mobility. This effect is most marked in helium. The gases argon and nitrogen behave identically towards Rb{sup +} and Cs{sup +} ions. (author) [French] Une etude theorique et des mesures de mobilite ont ete effectuees pour des ions Rb{sup +} et Cs{sup +} se deplacant dans des gaz a haute pression (10{sup -2} a 25 kg/cm{sup 2}). L'etude theorique a ete effectuee en utilisant les resultats de P. Langevin qui assimile les ions et les molecules a des spheres elastiques et tient compte des forces de polarisation electrique. L'etude pratique a ete realisee en utilisant des ions Rb{sup +} et Cs{sup +} emis par une source thermique et pour la mesure de leur vitesse, la methode de coupure du faisceau ionique au moyen de quatre grilles a ete adoptee. La source ne fonctionnant pas dans des atmospheres contenant de l'oxygene (meme a l'etat combine) les essais ont seulement porte sur des gaz purs: azote, argon, helium et pour

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1955-07-01

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

  12. 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

  13. Comparison of U-Pu-Mo, U-Pu-Nb, U-Pu-Ti and U-Pu-Zr alloys; Comparaison des alliages U-Pu-Mo, U-Pu-Nb, U-Pu-Ti, U-Pu-Zr

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

    The data concerning the U-Pu, U-Pu-Mo and U-Pu-Nb are recalled. The results obtained with U-Pu-Ti and U-Pu-Zr alloys containing 15-20 per cent Pu and 10 wt. per cent ternary element are reported. The transformation temperatures, the expansion coefficients, the nature of phases, the thermal cycling behaviour have been determined. A list of the principal properties of these different alloys is presented and the possibilities of their use as fast reactor's fuel element are considered. The U-Pu-Ti alloys seem to be quite promising: easiness of fabrication, large thermal stability, excellent behaviour in air, small quantity of zeta phase, temperature of solidus superior to 1100 deg. C. (authors) [French] On rappelle brievement les connaissances acquises sur les alliages U-Pu, U-Pu-Mo et U-Pu-Nb. On presente les resultats obtenus avec les alliages U-Pu-Ti et U-Pu-Zr pour des teneurs de 15 a 20 pour cent de plutonium et 10 pour cent en poids d'element ternaire. On a determine les temperatures de transformation, les coefficients de dilatation, la nature des phases, la conductibilite thermique a 20 deg. C, la tenue au cyclage thermique et diverses autres proprietes. Un tableau resume les principales proprietes des divers alliages. On considere les possibilites d'emploi de ces alliages comme combustibles de reacteur rapide. Les alliages U-Pu-Ti paraissent particulierement interessants: facilite d'elaboration, stabilite thermique etendue, tenue dans l'air excellente, faible quantite de la phase U-Pu zeta, temperature de fusion commencante superieure a 1100 deg. C. (auteurs)

  14. Contribution pour la mise en place d’une filière de menthe de qualité garantie à Casablanca et Meknès

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Imane Rais

    2016-10-01

    Full Text Available Les consommateurs marocains ne disposent actuellement que de peu de possibilités d’acheter des produits alimentaires de qualité garantie. La présente étude analyse comment une filière de menthe de qualité garantie pourrait fonctionner à Casablanca et Meknès. D’une part, 368 consommateurs de ces villes ont été enquêtés pour établir leur prédisposition à payer pour une menthe de qualité garantie. Cette prédisposition a été mesurée pour une menthe respectant les normes réglementaires sur la production et sur une filière de menthe biologique. D’autre part, un scénario de fonctionnement possible d’une filière de menthe de qualité garantie à Casablanca a été conçu. Une première estimation a été effectuée de ce que pourrait être la marge journalière de l’opérateur principal d’une telle filière. 43% des consommateurs enquêtés ont diminué leur consommation de menthe depuis 10 ans du fait des problèmes perçus de qualité. Plus des deux tiers (68% des consommateurs ont exprimé une prédisposition à payer le double du prix actuel pour une botte de menthe de qualité garantie. Dans le scénario établi, une première estimation conduit à une marge journalière positive pour l’opérateur principal de cette filière. La menthe apparait ainsi comme un produit intéressant pour tester une filière de qualité garantie sur un produit alimentaire de grande consommation, du fait du savoir-faire de certains agriculteurs acquis dans la production de menthe destinée à l’exportation et du fait de la prédisposition à payer exprimée par les consommateurs. La création d’un label pourrait offrir l’assise réglementaire nécessaire au fonctionnement d’une telle filière.

  15. Risk analysis of industrial plants operation; Integration des evenements accidentels dans les bilans sur les nuisances industrielles

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Hubert, Philippe

    1989-12-01

    This study examines the possibilities of systematic technology risk analysis in view of territorial management (city, urban community, region), including chronic and accidental risks. The objective was to relate this evaluation with those done for permanent water and air pollution. Risk management for pollution are done for a long time. A number of studies were done in urban communities and regions both for air and water pollution. The second objective is related to management of industrial risks: nuclear, petrochemical, transport of hazardous material, pipelines, etc. At the beginning, three possibilities of effects are taken into account: human health, economic aspect and water, and possibilities of evaluation are identified. Elements of risk identification are presented for quantification of results. [French] Cette etude examine les possibilites d'une analyse systematique du risque accidentel technologique dans une optique d'evaluation et de gestion territoriale (ville, communaute urbaine, region), qui integre: tous les types de risque chroniques et accidentels. Un des objectifs est donc d'articuler de telles evaluations avec celles qui sont faites pour les pollutions chroniques de l'eau et de l'air. La gestion du risque dans ces domaines se fait en effet selon une approche spatiale depuis longtemps: les deux exemples les plus nets sont les agences de bassin et les reseaux de surveillance et d'alerte pour la pollution de l'air. Parallelement a ces systemes de gestion, et souvent pour les besoins de leur fonctionnement, de nombreuses etudes ont ete effectuees sur des communautes urbaines et des regions, tant pour l'air que pour l'eau. L'autre objectif est de tirer parti des analyses faites sur les objets industriels, qui sont, a l'image de la gestion de leurs risques, sectorielles: industrie nucleaire, industrie petrochimique, transport de matieres dangereuses, pipeline etc.. Dans un premier temps, les trois angles d'attaque possibles du risque accidentel sont

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1958-07-01

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

  17. Violation des droits de l'homme, internationale et globale

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Miklavčič-Predan Neva

    2009-01-01

    -ci tandis que les citoyens ordinaires ne peuvent pas les pratiquer impunément. Donc, l' idée et la mise en œuvre du système des organisations non-gouvernementales comporte un schisme, ce qui empêche leur bon fonctionnement, en limitant leurs activités à un niveau symbolique d' une action statique formelle en faveur des droits de l' homme, qui ne peut pas être mise en œuvre. Ce qui en résulte, c' est l' hypocrisie du nouveau système, qui, soi-disant, permet une action civile, mais en fait il la limité et l' empêche. Le rôle de la communauté internationale à soutenir les ON Gest également réalisé au niveau d' un soutien symbolique pour les projets bénignes qui ne s' attaquent pas aux vrais problèmes mais aux sujets qui ne changent rien du tout et maintiennent le statu quo. C' est comme cela que cela se passe en Slovénie. La Constitution de la République de Slovénie dans son préambule explique que l' indépendance de la Slovénie était nécessaire pour la protection des droits de l' homme, en s' appuyant sur 'le fait que dans la Yougoslavie étaient vraiment violés les droits humains, les droits nationaux et les droits des républiques et régions autonomes(... L' Assemblée de la République de Slovénie accepte la loi constitutionnelle de base de l' autonomie et de l' indépendance de la République de Slovénie'. Dans le troisième paragraphe de ce document 'la République de Slovénie garantit la protection des droits de l' homme et des libertés fondamentales de toutes les personnes sur le territoire de la République de Slovénie, indépendamment de leur nationalité, sans aucune discrimination, conformément à la Constitution de la République de Slovénie et les traités internationaux'. Tout ce qui dans ce texte au caractère déclaratif était l' obligation de la République de Slovénie dans la pratique est tout à fait autre chose - il suffit de prendre en compte que l' effacement de 83 560-130 000 non Slovènes du registre des r

  18. Jeu et fiction dans un jeu de cartes à collectionner : le cas de Magic : l’Assemblée

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Pierre Cuvelier

    2011-06-01

    Full Text Available Le genre du jeu de cartes à collectionner apparaît en 1993 avec Magic : l’Assemblée de Richard Garfield. Si la plupart des émules de Magic sont des jeux dérivés d’univers de licence comme Pokémon, Magic se fondait sur un univers de fantasy inédit, enrichi par des extensions successives, et dont les cartes restent le principal vecteur. Je me propose ici de réfléchir sur les rapports qui se nouent entre le jeu et la fiction dans Magic, et d’examiner les contraintes, le fonctionnement et les principaux procédés fictionnels propres à ce support singulier. Magic fait partie des jeux à composante fictionnelle forte, dont les règles comportent un caractère mimétique certain, bien que limité. Les différents éléments d’une même carte et les cartes entre elles fonctionnent comme des fragments qui se combinent pour pointer vers une réalité fictive qui, bien que conçue par l’éditeur sur le modèle des univers de licence à forte cohérence (notamment les récentes fictions transmédiatiques, laisse à rêver aux joueurs par les blancs et les ambiguïtés inhérentes à cette articulation entre jeu et fiction. Les tâtonnements de l’éditeur au fil des extensions sont riches d’enseignements sur les possibilités et les limites d’un tel support, où la fiction narrative linéaire doit laisser place, à petite échelle, à une fiction plus structurelle, prenant la forme d’environnements mis en tension plutôt que de narrations linéaires.

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-03-15

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

  20. Apparatus of irradiation of steel test pieces in the Marcoule pile G 1; Dispositifs d'irradiation d'eprouvettes d'acier dans la pile G 1 de Marcoule

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Marinot, R.; Wallet, Ph. [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France).Centre d' Etudes Nucleaires

    1960-07-01

    Test pieces of steel were irradiated in the reactor G1 at Marcoule, in convectors replacing fuel elements, and in vertical channels in furnace-heated containers. The apparatus designed for this irradiation is described: containers, converter-rods, suspension fixtures and clamps, temperature measurement devices, lead castles and unloading set-ups. (author) [French] Des eprouvettes d'acier ont ete irradiees dans le reacteur G1 de Marcoule dans des convertisseurs mis a la place d'elements combustibles, et dans des canaux verticaux, en conteneurs chauffes par four. Nous decrivons l'appareillage etudie pour cette irradiation: conteneurs, barreaux-convertisseurs, dispositifs de suspension et d'amarrage, dispositifs de regulation et de mesure de temperature, chateaux de plomb et montages de defournement. (auteur)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1967-07-01

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

  2. 91 Étude de la performance de la STEP du centre emplisseur de la ...

    African Journals Online (AJOL)

    PR BOKO

    -Un traitement chimique par coagulation par le polalumine un coagulant liquide à base de sulfate d'alumine. L'injection de ce dernier se fait à l'aide d'une pompe doseuse qui fonctionne automatiquement lorsque la pompe d'alimentation des eaux usées est en marche. L'agitateur du bassin de coagulation assure la.

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

    OpenAIRE

    Derat, Marie-Laure

    2009-01-01

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

  4. Quick electronics in the field of high energy physics; L'electronique rapide en physique de hautes energies

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1958-07-01

    An extensive technical development of particle counting in the field of high energy physics near any large modern accelerator is a necessary condition for efficient work with its beams of particles. In this review article, the basic principles of more commonly used circuite described with special emphasis on the explanation of the limits of their use. (author)Fren. [French] L'utilisation efficace des faisceaux de particules produits par les grands accelerateurs modernes a rendu necessaire un progres des techniques de comptage et de mesure electronique. Cet article decrit les principes de fonctionnement des differents circuits les plus communement utilises et explique plus particulierement les raisons de leurs limites d'utilisation. (auteur)

  5. Development of novel protective high temperature coatings on heat exchanger steels and their corrosion resistance in simulated coal firing environment

    OpenAIRE

    Rohr, Valentin

    2005-01-01

    Afin d'augmenter leur rendement, les centrales thermiques sont amenées à élever leur température de fonctionnement. Ceci nécessite une amélioration de la résistance à la corrosion des matériaux constitutifs des échangeurs de chaleur. Ainsi, l'objet de cette étude est de développer des revêtements anticorrosion à partir du procédé de cémentation activée. Deux types d'aciers pour échangeurs de chaleur ont été étudiés : un acier austénitique contenant 17% Cr et 13% Ni, et trois aciers ferrito-ma...

  6. Georges et le code secret

    CERN Document Server

    Hawking, Lucy; Parsons, Gary

    2015-01-01

    À Foxbridge, Georges et Annie s'ennuient, ils rêvent de repartir dans l'espace pour de nouvelles aventures intergalactiques. Pourtant, sur la terre ferme, il se passe des choses étranges... L'argent s'envole des distributeurs de billets, les avions refusent de décoller et les caisses enregistreuses des supermarchés ne fonctionnent plus... Quel chaos ! Il semblerait qu'un bug planétaire ait déréglé tous les systèmes informatiques. S'ils veulent découvrir ce qui se cache derrière tout ça, les deux amis devront voyager plus loin que jamais dans l'espace...

  7. Opération et maintenance ST-EL: jusqu'où externaliser en conservant la maîtrise ?

    OpenAIRE

    Cumer, G

    2003-01-01

    Depuis juillet 2001, la totalité des activités d’exploitation et de maintenance ST/EL est désormais réalisée par des contrats d’externalisation. Ces contrats sont étroitement pilotés par un effectif CERN très réduit. Ce document présente l’organisation et le principe de fonctionnement de ces contrats. L’accent est mis sur le contrat E065/ST, en charge de l’exploitation de l’ensemble du réseau électrique. Après un rappel des orientations choisies à l’établissement de ce contrat qui assure l’ac...

  8. Les ménages et le transport dans le modèle MATISSE. Analyse rétrospective et prospective de l'équipement automobile et de la mobilité dans un pays tel que la France

    OpenAIRE

    MORELLET, O

    2007-01-01

    MATISSE est un modèle de comportement des personnes, destiné à l'analyse rétrospective ou prospective de l'évolution de l'équipement automobile et de la mobilité à courte et à longue distance. Ce n'est pas en revanche un modèle d'urbanisme à proprement parler, bien que le fonctionnement du marché foncier y soit sommairement représenté. Considérant les différents types de ménages et les déplacements des individus qui composent ces ménages, on peut représenter non seulement le choix des voyageu...

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

    African Journals Online (AJOL)

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

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

    DEFF Research Database (Denmark)

    Valentini, Chiara

    2017-01-01

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

  11. Measurement of the in-pile core temperature of an EL-4 pencil element, first charge (can of type-347 stainless steel, 0.4 mm thick, UO{sub 2} fuel, 11 mm diameter). Determination of the apparent thermal conductivity integral of in-pile UO{sub 2}; Mesure de la temperature a coeur en pile d'un crayon EL-4 1er jeu (gaine acier inoxydable, nuance 347 - epaisseur 0,4 mm - combustible UO{sub 2} - diametre 11 mm). Determination de l'integrale de conductibilite thermique apparente de l'UO{sub 2} en pile

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Lavaud, B; Ringot, C; Vignesoult, N [Commissariat a l' Energie Atomique, Centre d' Etudes Nucleaires de Saclay, 91 - Gif-sur-Yvette (France)

    1966-11-01

    'un element combustible EL-4, type premier jeu, a gaine en acier inoxydable. On mesure cette temperature au coeur du crayon en pile a l'aide d'un thermocouple pour haute temperature: tungstene-rhenium a gaine tantale. Le crayon est place dans des conditions de fonctionnement analogues a celles de EL-4, tant en ce qui concerne la puissance specifique et la temperature sur gaine que la pression externe sur la gaine. La puissance specifique est obtenue dans le reacteur EL-3 avec un enrichissement de l'UO{sub 2} legerement superieur a celui normalement prevu pour EL-4. La temperature de gaine et la pression visees sont realisees a l'aide d'un conteneur d'irradiation en zircaloy-2 et a remplissage NaK, adapte, aux conditions du reacteur EL-3. - Les temperatures de l'UO{sub 2} a coeur, et de la surface de la gaine etant mesurees; - La puissance etant calculee a partir des echanges thermiques dans le conteneur etalonne en laboratoire; - La chute de temperature au contact UO{sub 2}-gaine etant deduite de mesures faites en laboratoire dans des conditions de flux calorifique comparables et sous une atmosphere de gaz correspondant au debut de la vie de l'element combustible; on peut tracer la courbe integrale de conductibilite. Les examens micro-graphiques de la structure de l'oxyde permettent de verifier la repartition des temperatures dans l'oxyde, deduite de l'integrale de conductibilite thermique. (auteurs)

  12. Mécanique des sols et des roches

    CERN Document Server

    Vullier, Laurent; Zhao, Jian

    2016-01-01

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

  13. Utilisation de l'analyse sémantique latente pour tenter d'optimiser l'acquisition par exposition à une langue étrangère de spécialité

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Virginie Zampa

    2005-09-01

    Full Text Available Cet article présente l'utilisation de l'analyse sémantique latente (Latent Semantic Analysis dans un prototype d'acquisition de langue étrangère de spécialité. Ce prototype nommé Rafales (Recueil Automatique Favorisant l'Acquisition d'une Langue Étrangère de Spécialité a pour finalité d'optimiser l'acquisition d'une langue étrangère en fournissant des lectures à l'apprenant. Les textes fournis à l'apprenant dépendent de ses connaissances ainsi que des connaissances du domaine de spécialité. L'article est divisé en trois parties, la première présente l'analyse sémantique latente, son fonctionnement et ses utilisations. La seconde partie présente Rafales, son architecture et son fonctionnement. Enfin la dernière partie présente les résultats de l'expérimentation du prototype auprès d'apprenants ainsi que les raisons qui nous ont poussées à utiliser cette analyse dans Rafales.

  14. The beam-kicker system of the synchrotron Saturne. Magnetic field and particle orbit computations. Experimental results (1963); Le percuteur de faisceau de Saturne. Calcul du champ magnetique et des trajectoires. Verifications experimentales (1963)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Gouttefangeas, M; Katz, A; Rastoix, G [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1963-07-01

    In this report is briefly described the beam-kicker system of the synchrotron Saturne. An analysis of its operation based on the sampling method is given, as well as two methods for computing toe magnetic field produced by a set of endless conductors in the neighbourhood of a conducting shield where eddy currents are circulating. The first method leads to the resolution of a bi-dimensional Laplace equation with first kind boundary conditions (Dirichlet problem); the second one translates to electromagnetism the electrical images method currently used in electrostatics and yields the magnetic field as the sum of a triple series expansion in the general case of a set of conductors located in a parallelepipedal box. Finally are given the results obtained in computing on IBM 7090 the perturbation of the particle motion due to the beam-kicker. These results are compared with the experimental data. (authors) [French] Ce rapport decrit brievement le dispositif percuteur de faisceau mis en place sur le synchrotron Saturne. On y trouvera une analyse de se fonctionnement a partir de la theorie des echantillonnages. On indique egalment deux methodes de calcul du champ magnetique produit par un system de conducteurs indefinis en presence d'un blindage conducteur parcouru par des courants de Foucault: la premiere se ramene a la resolution d'une equation de Laplace a deux dimensions avec des conditions aux limites de premiere espece (probleme de Dirichlet), la seconde transpose en electromagnetisme la methode des images electriques classique en electrostatique et permet d'exprimer le champ magnetique sous la forme de la somme d'une serie triple dans le cas general d'un systeme de conducteurs contenus dans un blindage parallelepipedique. Pour terminer, on mentionne les resultats du calcul numerique de la perturbation de la trajectoire des particules sous l'effet du percuteur et on compare ces resultats aux resultats experimentaux. (auteurs)

  15. 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

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

    African Journals Online (AJOL)

    SARAH

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

  17. Solvent purification using a current of water vapour. A continuous process applicable to chemical plants treating irradiated fuels; Purification des solvants par entrainement a la vapeur d'eau. Procede continu applicable aux usines chimiques de traitement des combustibles irradies

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Auchapt, P R; Sautray, R R; Girard, B R [Commissariat a l' Energie Atomique, Centre de Production de Plutonium, Marcoule (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1964-07-01

    The pilot plant described in this report is intended for the continuous purification of the solvent used in the plutonium extraction plant at Marcoule, by separating the impurities (fission products). This physical separation is operated by carrying over in a water vapour stream. The contaminating products, only slightly volatile, remain in the form of the droplets and are separated; the vaporised solvent and the water vapour used are condensed and then separated. The originality of the installation resides in the system for pulverising the liquid and in the operating conditions: low working pressure and temperature. The systematic analysis of the various parameters (percentage of residue; flow, pressure and temperature ratios etc...) has shown their influence on the decontamination. The activity due to the zirconium-niobium is undetectable after treatment, and it is easy to obtain decontamination factors of 300 for the ruthenium. The, presence of uranium is favorable for the decontamination. As a conclusion, some extra-technical considerations are given concerning in particular the approximate cost price of the treated solvent per litre. (authors) [French] L'installation pilote decrite dans ce rapport est destinee a purifier, en continu, le solvant utilise a l'usine d'extraction du plutonium de Marcoule, en separant les impuretes (produits de fission). Cette separation physique est realisee par entrainement a la vapeur d'eau. Les produits contaminants, peu volatils, restant sous forme de gouttelettes, sont separes; le solvant vaporise ainsi que la vapeur d'entrainement sont condenses puis separes. L'originalite de l'installation reside dans le systeme de pulverisation du liquide et dans les conditions operatoires: faible pression et basse temperature de fonctionnement. L'analyse systematique des differents parametres (pourcentage de residus, rapport de debits, pression et temperature, etc...) a mis en evidence leur influence sur la decontamination. L'activite en

  18. Suivi de l’infiltration d’une zone de rejet végétalisée par un système d’observation de la qualité de l’eau en continu, cas de Coutières (Deux-Sèvres

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    BELLOT, Jean-Philippe

    2015-07-01

    Full Text Available Les zones de rejet végétalisées sont des espaces aménagés entre la station d’épuration et le milieu récepteur, censés contribuer à la réduction de l’impact des rejets sur le milieu naturel. Des incertitudes subsistent toutefois quant à leur capacité réelle à épurer les eaux usées traitées. Ici, les auteurs étudient le fonctionnement de la station de Coutières depuis le procédé de traitement jusqu’au milieu récepteur pour mieux comprendre les phénomènes d’infiltrations et proposer des règles de dimensionnement.

  19. Instruments used to measure or check {alpha}, {beta}, {gamma} activity and neutron emission in the course of processing ore or irradiated fuel; Appareils de mesure ou de controle {alpha}, {beta}, {gamma}, n, des circuits des usines de traitement du minerai ou du combustible irradie

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Blanc, A; Brunet, M; Kermagoret, M; Labeyrie, J; Roux, G; Vasseur, J; Weil, J [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1959-07-01

    One of the methods checking ores in the course of treatment is the rapid quantitative determination of thorium. This measurement is carried out by means of a scintillation instrument which shows the {beta} and {alpha} coincidences of ThC and ThC'. The treatment of irradiated fuel is accompanied by a large number of radioactive checks relative to the performance of the fixation and elution operations of uranium in the ion exchangers, to the concentration of radioactivity of effluent sent from the plant into watercourses. The operations of fixation and elution of the uranium are checked automatically by an instrument which takes a sample of 5 cm{sup 3} of solution, evaporates it and measures its activity every 10 or 20 minutes. Plutonium concentrations are measured: - in the presence of strong {beta} {gamma} activities, by means of rotating cylinder detectors; - in the presence of weak {beta} {gamma} activities, by means of {alpha} detectors scanning a constant level liquid surface; - by means of fission chambers relatively insensitive to {gamma}. Fission product concentrations are measured by chambers, counters or scintillators, according to the amount of {gamma} activity present. Finally, the activity of effluent to be emptied into watercourses is checked by means of a scintillation instrument, which measures the {alpha} activity on the one hand, and on the other hand the {beta} {gamma} activity of residue from a 100 cm{sup 3} sample taken and evaporated in 20 minutes. (author) [French] Parmi les controles relatifs au minerai en cours de traitement, figure le dosage rapide de thorium. Cette mesure est realisee au moyen d'un appareillage a scintillation qui met en evidence la coincidence des emissions {beta} et {alpha} du ThC et du ThC'. Le traitement des combustibles irradies s'accompagne d'un grand nombre de controles radioactifs portant sur le fonctionnement des operations de fixation et d'elution de l'uranium dans les echangeurs d'ions, sur la concentration du

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

    African Journals Online (AJOL)

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