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)

The n,{gamma} discrimination in recoil-proton proportional counters. Application to the measurement of fast neutron spectra; Discrimination n,{gamma} dans les compteurs proportionnels a protons de recul. Application a la mesure des spectres de neutrons rapides

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1969-07-01

A description is given of a spectrometry chain working in the energy range of a few keV to 1 MeV, and designed for measurement of fast neutron spectra. It consists of detectors, recoil proton proportional counters built especially for this work by R. COMTE (DEG/SER) and which make it possible to cover the energy range and also associated electronic equipment. A brief description is first given of the physical processes involved: (n,p) collisions in the gas, influence of {gamma} radiation; the method of discrimination is then presented. It is based on the difference in the rise-times of the pulses. In the experiments described here the use of a bi-parametric system made it possible to employ the most simple discrimination device, based on the fact that the high frequency gamma pulse components are, at a given energy, weaker than those of the neutron pulses. Results are given of measurements carried out on the Van der Graaff (mono-energetic neutrons for testing the linearity of the chain and the resolving power of the counters), and of those made in a sub-critical system Hug at Cadarache. (author) [French] On decrit une chaine de spectrometrie travaillant dans le domaine d'energie de quelques keV a 1 MeV destinee a la mesure des spectres de neutrons rapides. Elle comprend les detecteurs, compteurs proportionnels a protons de recul, realises specialement pour cette etude par M. R. COMTE (DEG/SER), permettant de couvrir la gamme d'energie et l'electronique associee. Apres un rappel des processus physiques mis en jeu: chocs (n,p) dans les gaz, influence des rayonnements {gamma}, on expose la methode de discrimination utilisee. Celle-ci est basee sur la difference des temps de montee des impulsions. Au cours des experiences rapportees ici, la mise en oeuvre d'un ensemble bi-parametrique a permis d'utiliser le dispositif de discrimination le plus simple, base sur la remarque que les composantes a haute frequence des impulsions {gamma} sont, a energie egale, plus faibles

The n,{gamma} discrimination in recoil-proton proportional counters. Application to the measurement of fast neutron spectra; Discrimination n,{gamma} dans les compteurs proportionnels a protons de recul. Application a la mesure des spectres de neutrons rapides

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1969-07-01

A description is given of a spectrometry chain working in the energy range of a few keV to 1 MeV, and designed for measurement of fast neutron spectra. It consists of detectors, recoil proton proportional counters built especially for this work by R. COMTE (DEG/SER) and which make it possible to cover the energy range and also associated electronic equipment. A brief description is first given of the physical processes involved: (n,p) collisions in the gas, influence of {gamma} radiation; the method of discrimination is then presented. It is based on the difference in the rise-times of the pulses. In the experiments described here the use of a bi-parametric system made it possible to employ the most simple discrimination device, based on the fact that the high frequency gamma pulse components are, at a given energy, weaker than those of the neutron pulses. Results are given of measurements carried out on the Van der Graaff (mono-energetic neutrons for testing the linearity of the chain and the resolving power of the counters), and of those made in a sub-critical system Hug at Cadarache. (author) [French] On decrit une chaine de spectrometrie travaillant dans le domaine d'energie de quelques keV a 1 MeV destinee a la mesure des spectres de neutrons rapides. Elle comprend les detecteurs, compteurs proportionnels a protons de recul, realises specialement pour cette etude par M. R. COMTE (DEG/SER), permettant de couvrir la gamme d'energie et l'electronique associee. Apres un rappel des processus physiques mis en jeu: chocs (n,p) dans les gaz, influence des rayonnements {gamma}, on expose la methode de discrimination utilisee. Celle-ci est basee sur la difference des temps de montee des impulsions. Au cours des experiences rapportees ici, la mise en oeuvre d'un ensemble bi-parametrique a permis d'utiliser le dispositif de discrimination le plus simple, base sur la remarque que les composantes a haute frequence des impulsions {gamma} sont, a

Experiments on neutron-attenuation by water-lead mixtures; Etude experimentale de l'attenuation des neutrons dans les melanges plomb-eau

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

1959-07-01

The penetration of fission neutrons in water-lead mixtures has been investigated in the NAIADE facility. The slopes of the thermal and fast fluxes (the latter measured with a dosimeter) remain similar when the volume proportion of water is greater than 65 per cent. For smaller water contents, the measurements show the evidence of streaming presumably due to slowing-down neutrons of energy smaller than 300 keV. (author) [French] La propagation des neutrons de fission a ete etudiee dans les melanges plomb-eau au moyen du dispositif NAIADE. La pente du flux thermique et la pente du flux rapide (obtenue au moyen d'un dosimetre) restent voisines lorsque la proportion d'eau dans le melange depasse 65 pour cent en volume. Pour des proportions inferieures les mesures mettent en evidence un 'streaming' de neutrons en ralentissement d'energie probablement inferieure a 300 keV. (auteur)

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

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

1957-07-01

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

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

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

1959-07-01

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

Gas loop - continuous measurement of thermal and fast neutron fluxes; Boucle a gaz - mesure continue de flux de neutrons thermiques et rapides

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Droulers, Y; Pleyber, G; Sciers, P; Maurin, G [Commissariat a l' Energie Atomique, Grenoble (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1964-07-01

The measurement method described in this report can be applied both to thermal and fast neutron fluxes. A description is given of two practical applications in each of these two domains. This method is particularly suitable for measurements carried out on 'loop' type equipment. The measurement of the relative flux variations are carried out with an accuracy of 5 per cent. The choice of the shape of the gas circuit leaves a considerable amount of liberty for the adaptation of the measurement circuit to the experimental conditions. (authors) [French] La methode de mesure defrite dans ce rapport s1 applique aussi bien au flux de neutrons thermiques, qu'au flux de neutrons rapides. On donne la description de deux realisations pratiques dans chacun de ces domaines. Cette methode est particulierement adaptee a des mesures effectuees sur des dispositifs du type 'boucle'. La mesure des variations relatives de flux se fait avec une precision de 5 pour cent. Le choix de la configuration du circuit gazeux donne une grande souplesse dans l'adaptation du circuit de mesure aux conditions experimentales. (auteurs)

Methods for determining fast neutron spectra using threshold detectors; Les methodes de determination des spectres de neutrons rapides a l'aide de detecteurs a seuil

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

1961-07-01

We propose to examine all the methods by which fast neutron spectra can be determined using the response of threshold detectors (activation or fission chamber detectors). Most of these methods have been proposed and often even used by various authors of which a list will be found in the bibliography. The aim of the present report is thus not to present original work but rather to gather into a single article and to present in a rational form a whole series of methods which have already been described in articles scattered throughout the specialised literature. Up to the present, each author has in general studied one or two methods and no comparative study of all the possible methods seems to have been made. The most comprehensive study on this topic is that of P.M. UTHE from whose article much has been borrowed. We have tried here to develop a useful tool which should facilitate the systematic experimental study leading to the recognition of the respective merits of the methods proposed. (author) [French] On se propose d'examiner l'ensemble des methodes permettant de determiner les spectres de neutrons rapides a partir des reponses de detecteurs a seuil (detecteurs par activation ou chambre a fission). La plupart de ces methodes ont deja ete proposees, et souvent meme utilisees, par differents auteurs dont on trouvera la liste en bibliographie. Le but du present rapport n'est donc pas de faire oeuvre originale mais plutot de rassembler dans un meme document et de presenter de maniere homogene toute une serie de methodes qui ont deja fait l'objet d'articles disperses dans la litterature specialisee. Jusqu'a present, chaque auteur s'est en general limite a l'etude experimentale d'une ou deux methodes et aucune etude comparative de l'ensemble des methodes possibles ne semble avoir ete faite. Le rapport le plus complet a ce sujet est celui de P.M. UTHE auquel de larges emprunts ont ete faits. On s'est efforce ici d'elaborer un outil de travail commode qui devrait

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

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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

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

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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

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

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

1965-06-01

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

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

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

1968-02-01

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

Development of a new time-amplitude converter with tunnel diodes for improving fast neutron spectrometry by time of flight; Realisation d'un nouveau convertisseur temps-amplitude a diodes ''tunnel'' ameliorant la spectrometrie des neutrons rapides par temps de vol

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

1963-11-15

New time-amplitude converter with Esaki diodes, the events being preselected before analysis, allows for realizing a fast neutron spectrometer by time-of-flight with an 1.5 * 10{sup -9} s overall time resolution for {sup 12}C (n,n') at 14 MeV. (author) [French] Realisation d'un convertisseur temps-amplitude a diodes 'tunnel', avec preselection des impulsions; l'application pour un spectrometre de neutrons rapides a temps-de-vol permet d'obtenir une resolution totale en temps de 1,5 nanoseconde dans la diffusion {sup 12}C (n,n') a 14 MeV. (auteur)

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

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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

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

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

1965-06-01

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

The determination of sulphur in materials of high neutron absorption cross-section by fast-neutron activation analysis; Determination du soufre dans les matieres de forte section efficace d'absorption neutronique, au moyen d'une analyse par activation avec des neutrons rapides; Opredelenie sery v materialakh s bol'shim secheniem pogloshcheniya nejtronov metodom aktivatsionnogo analiza bystrykh nejtronov; Determinacion del azufre en sustancias de elevada seccion eficaz de absorcion neutronica mediante analisis por activacion con neutrones rapidos

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Gibbons, D; Simpson, H [Wantage Research Laboratory (A.E.R.E.), Wantage, Berks. (United Kingdom)

1962-01-15

The production of radiophosphorus by the fast neutron (n, p) reaction on sulphur is used for the determination of sulphur by activation analysis. Using this technique it is possible to determine sulphur in materials of high thermal-neutron absorption cross-section because the absorption cross-sections for fast neutrons are, in general, much lower than those for slow neutrons, so that self-shielding errors are considerably reduced. Interference due to the slow neutron (n, {gamma}) reaction on neutral phosphorus is eliminated by a double irradiation technique involving irradiation in regions of differing slow/fast flux-ratios. The method has been applied to the determination of sulphur in chromium and arsenic. (author) [French] La production de radiophosphore par reaction (n, p) de neutrons rapides sur le soufre est utilisee pour la determination du soufre au moyen d'une analyse par activation. Cette methode permet la determination du soufre dans les matieres de forte section efficace d'absorption des neutrons thermiques; en effet, les sections efficaces d'absorption des neutrons rapides sont, d'une maniere generale, beaucoup plus faibles que pour les neutrons lents, de sorte que les erreurs d'autoprotection se trouvent considerablement reduites. L'interference due a la reaction (n, {gamma}) des neutrons lents sur le phosphore naturel est eliminee par une double irradiation, qui implique une irradiation dans les regions ou le rapport du flux de neutrons lents au flux de neutrons rapides a des valeurs differentes. La methode a ete appliquee a la determination du soufre dans le chrome et l'arsenic. (author) [Spanish] La formacion de fosforo radiactivo por la accion de los neutrones rapidos sobre el azufre, reaccion (n, p), puede servir para determinar este elemento mediante analisis por activacion. El empleo de esta tecnica permite efectuar determinaciones de azufre en materiales de elevada seccion eficaz de absorcion de neutrones termicos porque, en general, las

Measure of the slowing down area of thermal state 1,45 eV neutrons in the graphite; Mesure de l'aire de ralentissement des neutrons dans le graphite de 1,45 eV a l'etat thermique

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

1956-12-15

The life of a neutron emitted as a fast one within a moderating medium may be divided into two parts; at first it is slowed down colliding with the nuclei of the medium; later on, as soon as its energy is of the order of the thermal agitation energy, it diffuses until captured by some nucleus. As a matter of fact, dividing the evolution of a neutron into two phases, a slowing down phase and a diffusing phase is arbitrary, since the thermal equilibrium is attained stepwise. This report is intended to examine the means of inferring the distribution of thermal neutrons from the distribution of fast neutrons on the basis of the distribution of nascent thermal neutrons and of the law of scattering. (author) [French] La vie d'un neutron emis a l'etat rapide dans un milieu moderateur comprend 2 parties: au debut il se ralentit par chocs sur les noyaux du milieu; ensuite, lorsque son energie est de l'ordre de l'energie d'agitation thermique, il diffuse jusqu'a sa capture par un noyau. La separation de l'evolution d'un neutron en deux phases, phase de ralentissement, puis phase de diffusion, est, en realite, arbitraire; un neutron doit atteindre l'equilibre thermique progressivement. L'objet de ce rapport est de voir comment on peut deduire la repartition des thermiques de la repartition des rapides connaissant la repartition des thermiques naissants et la loi de diffusion. (au0010te.

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

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

1962-02-15

General paramagnetic scattering of neutrons is investigated in the situation where the orbital moment of the magnetic scattering ions is not quenched. The general relevant expression of the cross-section is given. The proceeding results are applied to rare earths and iron group ions. It is shown that if crystalline actions lift the free ion ground state degeneracy the neutron may induce transitions between the various levels, the distances of which are typically of the order of several hundred cm{sup -1}. The various scattering cross-sections (elastic and inelastic) are calculated for the rare earths in a cubic crystal field, for the holmium and erbium sesquioxide and for the anhydrous iron chloride (Cl{sub 2}Fe). These cross-sections are high enough to allow for an experimental detection, thus providing a direct determination of the levels distances through the measurement of the neutron wave-length shift. Moreover it is shown that, for neodymium, holmium, erbium, the total cross-section for neutrons of one angstrom wave length is rather insensitive to the crystal field effects. The results are then compared with the available experimental studies. The influence of the orbital moment on the angular dependence of the scattering for polarised ions is then investigated. The well-known formula: I = I{sub 0}sin{sup 2}{beta} is only an approximation, the validity of which is discussed. (author) [French] On envisage le cas general de la diffusion paramagnetique de neutrons. Le moment orbital des ions magnetiques ne peut etre considere comme bloque. On donne l'expression generale de la section efficace. Les resultats obtenus sont appliques au cas des terres rares et des ions du groupe du fer. On montre que, si les actions cristallines levent la degenerescence du niveau fondamental de l'ion libre, le neutron peut induire des transitions entre les divers sous-niveaux, dont la distance est ordinairement de l'ordre de quelques centaines de cm{sup -1}. La section efficace des

Measure of the efficiency of a long counter of Hanson's type and use of this counter for the survey of the slow neutrons coming from the reactor of Chatillon; Mesure de l'efficacite d'un long compteur du type Hanson et utilisation de ce compteur a l'etude des neutrons lents sortant de la pile de Chatillon

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

1953-07-01

A detection device of fast neutrons of efficiency almost independent of the energy of the neutrons has been achieved. It efficiency has been measured in absolute value for groups of neutrons of different energies. This device allowed to get some indications on the energy composition of the neutrons leaving from the reactor of Chatillon. (author) [French] Un dispositif de detection de neutrons rapides d'efficacite pratiquement independante de l'energie des neutrons a ete realise. Son efficacite a ete mesuree en valeur absolue pour des groupes de neutrons de diverses energies. Ce dispositif a permis obtenir quelques indications sur la composition energetique des neutrons sortant de la pile de Chatillon. (auteur)

The Pulsed Neutron Technique Applied to Fast Non-Multiplying Assemblies; Application de la Methode des Neutrons Pulses aux Assemblages Non Multiplicateurs a Neutrons Rapides; Primenenie metoda impul'snykh nejtronov pri izuchenii povedeniya bystrykh nejtronov v nerazmnozhayushchikh sborkakh; Aplicacion de la Tecnica de los Neutrones Pulsados a Conjuntos Rapidos de Materiales No Multiplicadores

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Beghian, L. E.; Wilensky, S. [Massachusetts Institute of Technology, Cambridge, MA (United States)

1965-10-15

Graaff a impulsions de l'ordre de la nanoseconde pour etudier le comportement de neutrons rapides dans des assemblages metalliques non multiplicateurs. Ils ont mesure les sections efficaces non elastiques du fer pour les neutrons rapides. La methode employee est semblable a celle qu'on utilise pour mesurer les sections efficaces d'absorption dans des assemblages a neutrons thermiques, avec cette difference que les temps de decroissance pour les neutrons rapides sont de l'ordre de la nanoseconde et non de la microseconde. Des bouffees de neutrons monoenergetiques d'une nanoseconde sont introduites dans des assemblages en fer de dimensions diverses. On remarque que dans ces assemblages le flux de neutrons decroit exponentiellement avec une constante de decroissance caracteristique. La constante de decroissance est composee d'une somme de termes qui representent la perte de neutrons due aux fuites et a la degradation en energie. La degradation en energie represente une perte de neutrons, car un detecteur de neutrons dont les donnees sont entachees d'une erreur systematique est utilise. On peut determiner le terme correspondant a la diffusion elastique et inelastique en mesurant la constante de decroissance consideree comme une fonction des dimensions de l'assemblage. Suit un developpement theorique pour le calcul de la fraction de ce terme qui est due a la diffusion elastique et, par consequent, pour la determination de la section efficace non elastique. Le procede theorique de calcul de cette fraction a fait l'objet de verifications experimentales. Les auteurs ont mesure la section efficace non elastique du fer par cette methode pour des energies de neutrons primaires comprises entre 0,8 et 1,5 MeV. La methode de la source puisee decrite ci-dessus a ete utilisee pour mesurer des constantes de decroissance pour des plaques de plomb. Les conditions de l'experience sont approximativement conformes aux hypotheses generalement admises lorsqu'on resout l'equation de transport de

Angular distributions of fast neutrons scattered by Al, Si, P, S and Zn; Distributions angulaires des neutrons rapides diffuses par Al, Si, P, S et Zn; Usloviya raspredeleniya bystrykh nejtronov, rasseyannykh alyuminiem, kremniem, fosforom i tsinkom; Distribuciones angulares de neutrones rapidos dispersados por Al, Si, P, S y Zn

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Tstjkaija, K; Tanaka, S; Maeuyama, M; Tomita, Y [Japan Atomic Energy Research Institute, Tokai-Mtjea (Japan)

1962-03-15

Differential scattering cross-sections of Al, Si, P, S and Zn for fast neutrons have been measured in an energy range of 3.4 to 4.6 MeV by using the time-of-flight method. Angular distributions of the inelastically scattered neutrons are nearly isotropic in all cases. These results are discussed on the basis of the Hauser-Feshbach theory. (author) [French] Les sections efficaces differentielles de diffusion de Al, Si, P, S et Zn pour des neutrons rapides ont ete mesurees dans la gamme d'energies de 3,4 a 4,6 MeV, en employant la methode du temps de vol. Les distributions angulaires des neutrons diffuses inelastiquement sont presque isotropes dans tous les cas. Les auteurs analysent ces resultats en se fondant sur la theorie de Hauser-Feshbach. (author) [Spanish] Los autores han medido por el metodo del tiempo de vuelo las secciones eficaces diferenciales de dispersion del Al, Si, P, S y Zn para neutrones rapidos de energia comprendida entre 3,4 y 4,6 MeV. Las distribuciones angulares de los neutrones dispersados inelasticamente son casi isotropicas en todos los casos. Los autores analizan los resultados obtenidos basandose en la teoria de Hauser-Feshbach . (author) [Russian] Differentsial'no e sechenie rasseyaniya alyuminiya, kremniya, fosfora, sery i tsinka dlya bystrykh nejtronov izmereno v diapazone ehnergii ot 3,4 do 4,6 Megaehlektronvol't ispol'zovanie m metoda vremeni proleta. Uglovye raspredeleniya neuprugo rasseyannykh nejtronov yavlyayutsya pochti vo vsekh sluchayakh izotropnymi. Jeti rezul'taty obsuzhdayutsya na osnove teorii Hauzera-Feshbakha. (author)

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

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Raievski, V

1959-07-01

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

Use of the helium-3 proportional counter for neutron spectrometry; Utilisation du compteur proportionnel a helium 3 pour la spectrometrie des neutrons

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Vialettes, H; Le Thanh, P [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1967-07-01

Up to now, two methods have been mainly used for neutron spectrometry near nuclear installations: - photographic emulsion spectrometry - the so-called, 'multisphere' technique spectrometry. The first method, which is fairly difficult to apply, has a threshold energy of about 500 keV; this is a big disadvantage for an apparatus which has to be used for spectrometry around nuclear installations where the neutron radiation is very much degraded energetically. The second method does not suffer from this disadvantage but the results which it yields are only approximate. In order to extend the energy range of the neutron spectra studied with sufficient accuracy the use of a helium-3 proportional counter has been considered. This report presents the principles of operation of the helium-3 spectrometer, and the calculation methods which make it possible to take into account the two main effects tending to deform the spectra obtained: - energy absorption by the walls of the counter, - energy loss of the incident neutrons due to elastic collisions with helium-3 nuclei. As an example of the application, the shape of the neutron spectrum emitted by a polonium-lithium source is given; the results obtained are in excellent agreement with theoretical predictions. (authors) [French] Jusqu'ici deux methodes ont ete utilisees principalement pour la spectrometrie des neutrons autour des installations nucleaires: - la spectrometrie par emulsions photographiques - la spectrometrie par la technique dite des multispheres. La premiere methode, d'un emploi assez delicat presente un seuil en energie d'environ 500 keV qui est un obstacle serieux a la spectrometrie autour des installations nucleaires ou le rayonnement neutronique est tres degrade en energie. La deuxieme methode ne presente pas cet inconvenient mais les resultats qu'elle permet d'obtenir ne sont qu'approches. Pour etendre la gamme d'energie des spectres de neutrons etudies avec une precision suffisante, l'utilisation du

Differential Neutron Scattering from Hydrogenous Moderators; Diffusion Differentielle des Neutrons par des Ralentisseurs Hydrogenes; Differentsial'noe rasseyanie nejtronov iz vodorodosoderzhashchikh zamedlitelej; Dispersion Diferencial de Neutrones en Moderadores Hidrogenados

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Beyster, J. R.; Young, J. C.; Neill, J. M.; Mowry, W. R. [General Atomic Division of General Dynamics Corporation, John Jay Hopkins Laboratory for Pure and Applied Science, San Diego, CA (United States)

1965-08-15

experiments, which are sensitive mainly to P{sub 0} scattering. In particular one may test the P{sub 1} scattering kernel appropriate to a given molecular model. Third, the transport cross-section may be calculated directly from the experiments for use in multigroup reactor analysis. (author) [French] On mesure par les methodes du temps de vol les sections efficaces differentielles de diffusion simple (d{sigma}/d {Omega}) pour les ralentisseurs usuels. On utilise des neutrons thermiques produits par une source puisee intense (accelerateur lineaire de la General Atomic) avec un parcours de vol de 12 m a l'extremite duquel est place un echantillon mince du ralentisseur a l*etude. En outre, on a egalement prevu un petit parcours de vol terminal pour les neutrons diffuses, entre l'echantillon et plusieurs detecteurs de neutrons entierement absorbants. Cette methode permet de mesurer simultanement la distribution angulaire de diffusion pour plus de 50 energies des neutrons incidents. Les intensites sont-elevees, le bruit de fond est faible et bien defini et on peut proceder a des mesures rapides pour tous les angles de diffusion compris entre 10 et 155 degres. Les auteurs presentent des mesures de la section efficace differentielle de diffusion pour le vanadium, H{sub 2}O, D{sub 2}O et ZrH. On a etudie le vanadium pour controler le dispositif experimental. On a fait des mesures avec H{sub 2}O pour diverses epaisseurs et orientations des echantillons en vue de les comparer aux calculs fondes sur divers modeles de diffusion par l'hydrogene lie et aux resultats obtenus par Springer et Reinsch. Toutes les mesures experimentales ont ete corrigees pour tenir compte des effets importants de la diffusion multiple dans les echantillons. Pour l'instant, on n'a pas observe experimentalement la variation accusee que fait prevoir le modele de diffusion de Nelkin lorsque l'energie des neutrons est d'environ 0,06 eV; ceci est du au fait que l'hypothese du rotateur unique inhibe a 0,06 eV n'a pas

Propagation of thermal neutrons in mock-up screw-shaped steel elements with water protection; Propagation des neutrons thermiques dans des fausses cartouches d'acier en helice dans une protection d'eau. Programme tournesol 3

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Devillers, C L; Lanore, J M [Commissariat a l' Energie Atomique, Fontenay-aux-Roses (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1967-07-01

This report treats the streaming of thermal neutrons in a cylindrical duct in light water. The duct contains a spiral iron shield. Transmission and reflection matrices are used to describe the probabilities for the thermal neutrons to be absorbed or to be scattered on the surfaces. The neutron paths across the void are represented by geometrical matrices. The numerical resolution is performed by the Monte-Carlo method. (authors) [French] Dans ce rapport on traite un probleme de fuites de neutrons thermiques dans un canal cylindrique plonge dans l'eau et obture par un ecran helicoidal en acier. On utilise des matrices de transmission-reflexion pour decrire les probabilites d'absorption et de diffusion des neutrons sur les parois et l'helicoide et des matrices de correspondance geometrique pour representer la propagation dans le vide. La resolution numerique se fait par une methode de Monte-Carlo. (auteur)

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)

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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)

The fortran programme for the calculation of the absorption and double scattering corrections in cross-section measurements with fast neutrons using the monte Carlo method (1963); Programme fortran pour le calcul des corrections d'absorption et de double diffusion dans les mesures de sections efficaces pour les neutrons rapides par la methode de monte-carlo (1963)

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

1963-07-01

A calculation for double scattering and absorption corrections in fast neutron scattering experiments using Monte-Carlo method is given. Application to cylindrical target is presented in FORTRAN symbolic language. (author) [French] Un calcul des corrections de double diffusion et d'absorption dans les experiences de diffusion de neutrons rapides par la methode de Monte-Carlo est presente. L'application au cas d'une cible cylindrique est traitee en langage symbolique FORTRAN. (auteur)

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

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

1952-07-01

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

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

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

1952-07-01

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

Que peut-on voir avec des neutrons? Une introduction pour des non spécialistes

Science.gov (United States)

Schweizer, J.

2005-11-01

Le neutron est une particule élémentaire qui a été découverte en 1932 par James Chadwick. Ses caractéristiques principales sont résumées dans le tableau I. Il a été utilisé pour la première fois par Clifford Shull en 1946 comme outil pour des expériences de diffusion. Cette technique s'est depuis constamment développée pour concerner tous les aspects de la matière condensée: physique, chimie, matériaux, biologie. Il s'agit d'un outil tout à fait exceptionnel car le neutron possède des propriétés uniques et particulièrement adaptées pour ces études.

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

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

1961-07-01

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

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

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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

Dosimetry techniques of thermal neutrons and {gamma} radiation in reactor cores; Techniques de dosimetrie des neutrons thermiques et du rayonnement {gamma} dans les piles

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Sutton, J; Draganic, I; Hering, H [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1955-07-01

Chemical studies under radiation done in the reactor cores require to be followed by dosimetry. When the irradiations are done in the reflector, one can limit to the measure of the {gamma} and the neutron radiation. For the dosimetry of the {gamma} radiation, a dosimeter of ferrous sulfate is convenient until doses of about 10{sup 6} rep. The use of aired oxalic acid solutions permits to reach 10{sup 7} rep. The dosimetry of thermal neutrons has been made with solutions of cobalt sulphate or paper filter impregnated with this salt. The total chemical effect of the {gamma} and of the slow neutrons radiation is obtained with solutions of ferrous sulfate added with lithium sulphate. (M.B.) [French] Les etudes de chimie sous radiation faites dans les piles exigent d'etre suivies par dosimetrie. Lorsque les irradiations sont effectues dans le reflecteur, on peut se limiter a doser le rayonnement {gamma} et les neutrons. Pour la dosimetrie du rayonnement {gamma}, un dosimetre a sulfate ferreux convient jusqu'a des doses d'environ 10{sup 6} rep. L'emploi de solutions aerees d'acide oxalique permet d'atteindre 10{sup 7} rep. La dosimetrie des neutrons thermiques a ete faite avec des solutions de sulfate de cotalt ou du papier filtre impregne de ce sel. L'effet chimique total du rayonnement {gamma} et des neutrons lents est obtenu avec des solutions de sulfate ferreux additionne de sulfate de lithium. (M.B.)

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

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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

Partial radiative capture of resonance neutrons; Capture radiative partielle des neutrons de resonance

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

1969-07-01

The radiative capture of resonance neutrons has been studied near the Saclay linac between 0.5 and 700 eV with time-of-flight method and a Ge(Li) detector. {sup 195}Pt + n and {sup 183}W + n allow the study of the distribution of partial radiative widths and their eventual correlation and also the variation of < {gamma}{sub {gamma}{sub i}} > with E{sub {gamma}}. The mean values of Ml and El transition intensities are compared in several tin isotopes. Interference effects, either between resonances or between direct capture and resonant capture are found in {sup 195}Pt + n, {sup 197}Au + n and {sup 59}Co + n. The excited level schemes of a great deal of nuclei are obtained and compared with theoretical predictions. This study has been completed by an analysis of thermal spectrum. (author) [French] La capture radiative des neutrons de resonance a ete etudiee pres de l'accelerateur lineaire de Saclay entre 0,5 et 700 eV a l'aide de la methode du temps-de-vol et d'un detecteur Ge(Li). Les noyaux {sup 195}Pt + n et {sup 183}W + n permettent l'analyse de la distribution de resonance en resonance des largeurs radiatives partielles {gamma}{sub {gamma}{sub i}} et de leur eventuelle correlation, ainsi que l'etude de la variation de < {gamma}{sub {gamma}{sub i}} > en fonction de E{sub {gamma}}. Les intensites moyennes des transitions Ml et El sont comparees pour quelques isotopes de l'etain. Des effets d'interference, soit entre resonances, soit entre capture directe et capture resonnante sont mis en evidence dans {sup 195}Pt + n, {sup 197}Au + n et {sup 59}Co + n. Enfin les schemas des etats excites d'un grand nombre de noyaux sont obtenus et compares avec les predictions theoriques. Cette etude a ete completee par une analyse des spectres thermiques. (auteur)

Partial radiative capture of resonance neutrons; Capture radiative partielle des neutrons de resonance

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

1969-07-01

The radiative capture of resonance neutrons has been studied near the Saclay linac between 0.5 and 700 eV with time-of-flight method and a Ge(Li) detector. {sup 195}Pt + n and {sup 183}W + n allow the study of the distribution of partial radiative widths and their eventual correlation and also the variation of < {gamma}{sub {gamma}{sub i}} > with E{sub {gamma}}. The mean values of Ml and El transition intensities are compared in several tin isotopes. Interference effects, either between resonances or between direct capture and resonant capture are found in {sup 195}Pt + n, {sup 197}Au + n and {sup 59}Co + n. The excited level schemes of a great deal of nuclei are obtained and compared with theoretical predictions. This study has been completed by an analysis of thermal spectrum. (author) [French] La capture radiative des neutrons de resonance a ete etudiee pres de l'accelerateur lineaire de Saclay entre 0,5 et 700 eV a l'aide de la methode du temps-de-vol et d'un detecteur Ge(Li). Les noyaux {sup 195}Pt + n et {sup 183}W + n permettent l'analyse de la distribution de resonance en resonance des largeurs radiatives partielles {gamma}{sub {gamma}{sub i}} et de leur eventuelle correlation, ainsi que l'etude de la variation de < {gamma}{sub {gamma}{sub i}} > en fonction de E{sub {gamma}}. Les intensites moyennes des transitions Ml et El sont comparees pour quelques isotopes de l'etain. Des effets d'interference, soit entre resonances, soit entre capture directe et capture resonnante sont mis en evidence dans {sup 195}Pt + n, {sup 197}Au + n et {sup 59}Co + n. Enfin les schemas des etats excites d'un grand nombre de noyaux sont obtenus et compares avec les predictions theoriques. Cette etude a ete completee par une analyse des spectres thermiques. (auteur)

Some Results of the Research Work on the Biological Effect of Neutrons and Protons; Quelques Resultats des Etudes sur les Effets Biologiques des Neutrons et des Protons; Nekotorye itogi izucheniya biologicheskogo dejstviya nejtronov i protonov; Algunos Resultados del Estudio de los Efectos Biologicos de los Neutrones y Protones

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Moskalev, Ju. I. [Institut Biofiziki AMN SSSR, SSSR (Russian Federation)

1964-03-15

The author correlates and analyses the experimental data obtained over the past two or three years regarding the biological effects of neutrons and high-energy protons, and shows that it is a matter of prime concern for present-day radiobiology to investigate the relative biological effectiveness of the various types of radiation under various irradiation conditions and the reasons for the qualitative differences in their effect on the animal organism. Attention is drawn to the need for more research into the combined effect of various types of radiation and other agents. Specific examples are cited to demonstrate the main progress achieved in studying the prophylaxis of radiation injury induced by neutrons or high-energy protons and to show the contribution such research can make towards understanding the specific way in which various types of radiation act. (author) [French] L'auteur generalise les resultats des recherches experimentales qui ont ete faites au cours des deux ou trois dernieres annees sur les effets biologiques des neutrons et protons de haute energie. Il montre qu'une des taches importantes de la radiobiologie moderne est d'etudier a la fois l'efficacite biologique relative des divers types de rayonnements dans des conditions d'irradiation differentes et les differences qualitatives que presente leur action sur l'organisme vivant. Le memoire souligne qu'il est indispensable de developper les recherches sur l'effet combine des divers facteurs: rayonnements et autres. En partant d'exemples concrets, l'auteur expose les principaux resultats des recherches-sur la prophylaxie des radiolesions provoquees par les neutrons et les protons de haute energie; il montre egalement a quel point ces travaux sont necessaires pour mieux comprendre le caractere specifique de l'e ffet des divers types de rayonnements. (author) [Spanish] En esta memoria se generalizan los resultados de los estudios experimentales efectuados en los ultimos dos o tres anos en materia de

Absolute measurement of {beta} activities and application to the determination of neutronic densities; Mesure absolue d'activites {beta} et application a la determination des densites neutronique

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Cohen, R [Commissariat a l' Energie Atomique, Lab. du Fort de Chatillon, Fontenay-aux-Roses (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1951-01-15

M. Berthelot, to my entrance to the ''Commissariat a l 'Energie Atomique'', proposed me to study the absolute measurement of neutron densities. Very quickly the problem of the absolute activity of {beta} sources became the central object of this work. In a first part, we will develop the methods of absolute determination for {beta} activities. The use of a 4{pi} counter permits to get the absolute activity of all beta radioactive source, susceptible to be put as thin leaf and of period superior than some minutes. The method is independent of the spectra of the measured radioelement. we will describe in the second part some applications which use neutron densities measurement, neutron sources intensities and ratio of cross sections of capture of thermal neutrons. (M.B.) [French] M. Berthelot, a mon entree au ''Commissariat a l 'Energie Atomique'', m'a propose d'etudier la mesure absolue des densites neutroniques. Tres rapidement le probleme de l'activite absolue des sources beta est devenu l'objet central de ce travail. Dans une premiere partie, on abordera les methodes de determination absolue des activites beta. L'utilisation d'un compteur 4{pi} permet d 'obtenir l'activite absolue de toute source radioactive beta, susceptible d'etre mise sous forme de feuille mince et de periode superieure a quelques minutes. La methode est independante du spectre du radioelement mesure. On decrira dans la seconde partie quelques applications a des mesures de densites neutroniques, d'intensites de sources de neutrons et de rapport de sections efficaces de capture de neutrons thermiques. (M.B.)

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

Prompt neutron emission; Emission des neutrons prompts de fission

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

1959-07-01

It is shown that Ramanna and Rao's tentative conclusion that prompt fission neutrons are emitted (in the fragment system) preferentially in the direction of fragment motion is not necessitated by their angular distribution measurements, which are well explained by the usual assumptions of isotropic emission with a Maxwell (or Maxwell-like) emission spectrum. The energy distribution (Watt spectrum) and the angular distribution, both including the effects of anisotropic emission, are given. (author) [French] On montre que la conclusion experimentale de Ramanna et Rao selon laquelle les neutrons prompts de fission sont emis (dans le systeme de reference des fragments) preferentiellement dans la direction du mouvement du fragment, ne decoule pas necessairement de leurs mesures de distribution angulaire. Celles-ci sont bien expliquees par l'hypothese classique de l'emission isotrope et d'un spectre d'emission maxwellien (ou quasi-maxwellien). On donne la distribution en energie (ou spectre de Watt) et la distribution angulaire, comprenant toutes les deux les effets d'emission anisotrope. (auteur)

The epithermal critical experiments; Experiences critiques avec des neutrons epitliermiques; Nadteplovye kriticheskie ehksperimenty; Experimentos criticos con neutrones epitermicos

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Morewitz, H A; Carpenter, S O [Atomics International, Canoga Park, CA (United States)

1962-03-15

The epithermal critical experiments. The present phase of the advanced-epithermal-thorium-reactor programme consists of integral-reactor-physic s experiments designed to provide neutron-cross-section information in the 10-MeV to 1-keV range. A series of nine, multi-region, slow-fast, pseudospherica l critical assemblies of the honey- comb, split-table type are being studied. So far, three assemblies have' been run. The outer driver-decouple r region drives an interior U{sup 233}-Th fuelled spherical test region whose neutron-flux spectrum is successively degraded by increasing the graphite moderator to fuel ratio. A square-wave oscillator experiment defines the central reactivity worths of forty small samples of different materials to 10{sup -8} {Delta}k for each assembly. Additionally, intercalibrated artificial neutron sources are oscillated to determine the various central neutron importance functions. The spectra are obtained by fission-counter measurements with calibrated foils of different thresholds and by a Li{sup 6}-solid-state- counter sandwich spectrometer. A digital computer routine will be used to compile all measurements into a self-consistent library of spectrum averaged cross-sections. (author) [French] La phase actuelle du programme de reacteur au thorium a neutrons epithermiques comprend des experiences integrales de physique des reacteurs pour obtenir des renseignements sur les sections efficaces neutroniques pour la gamme d'energie comprise entre 1 keV et 10 MeV. Les auteurs etudient une serie de neuf ensembles critiques pseudospheriques, a plusieurs regions, a couplage neutrons lents et neutrons rapides du type a alveoles et a coeur divise. A ce jour, trois de ces ensembles ont ete mis en service. La region exterieure, mettant en service ou hors service, commande une zone d'essai interieure de forme spherique ou le combustible est constitue de {sup 233}U-Th, dont le spectre du flux de neutrons est degrade progressivement par augmentation du

Measurement of the diffusion length of thermal neutrons in the beryllium oxide; Mesure de la longueur de diffusion des neutrons thermiques dans l'oxyde de beryllium

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Koechlin, J C; Martelly, J; Duggal, V P [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1955-07-01

The diffusion length of thermal neutrons in the beryllium oxide has been obtained while studying the spatial distribution of the neutrons in a massive parallelepiped of this matter placed before the thermal column of the reactor core of Saclay. The mean density of the beryllium oxide (BeO) is 2,95 gr/cm{sup 3}, the mean density of the massif is 2,92 gr/cm{sup 3}. The value of the diffusion length, deducted of the done measures, is: L = 32,7 {+-} 0,5 cm (likely gap). Some remarks are formulated about the influence of the spectral distribution of the neutrons flux used. (authors) [French] La longueur de diffusion des neutrons thermiques dans l'oxyde de beryllium a ete obtenue en etudiant la repartition spatiale des neutrons dans un massif parallelepipedique de cette matiere placee devant la colonne thermique de la Pile de Saclay. La densite moyenne de l'oxyde de beryllium (BeO) est de 2,95 gr/cm{sup 3}, la densite moyenne du massif de 2,92 gr/cm{sup 3}. La valeur de la longueur de diffusion, deduite des mesures effectuees est: L 32,7 {+-} 0,5 cm (ecart probable). Des remarques sont formulees quant a l'influence de la repartition spectrale du flux de neutrons utilise. (auteurs)

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

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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

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

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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

Scattering of Neutrons by Liquid Bromine; Diffusion des neutrons par le brome liquide; R; Dispersion de neutrones por bromo liquido

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Coote, G E; Haywood, B C [Atomic Energy of Canada Ltd., Chalk River, Ontario (Canada)

1963-01-15

Neutrons of 0.037 eV and 0.0088 eV were scattered from a thin sample of liquid bromine at room temperature, and the energy distributions of the scattered neutrons measured at angles from 10{sup o} to 160{sup o} by the time-of-flight method. The angular distribution confirms the results of a previous study by Caglioti. Spectra were expressed in the form of the ''scattering law'' S({alpha},{beta}) of Egelstaff and analysed to derive the generalized frequency distribution p({beta}) of atomic motions in the liquid. The function p({beta}) has a broad smooth peak centred at {beta}{approx}0.3, and shows no evidence for discrete levels in the measured range 0<{beta}< 0.8: the general shape of the curve supports the 'quasi-crystalline' picture of the liquid. Difficulty in the absolute normalization of p({beta}) is discussed. (author) [French] Des neutrons de 0,037 eV et 0,0088 eV ont ete dissuses par un echantillon mince de brome liquide a la temperature ambiante; on a mesure, par la methode du temps de vol, les distributions d'energies des neutrons diffuses, pour des angles compris entre 10{sup o} et 160{sup o}. La distribution angulaire confirme les resultats d'une etude anterieure faite par Caglioti. Les spectres ont ete exprimes d'apres la ''loi de dispersion'' S({alpha},{beta}) d'Egelstaff et analyses pour determiner la distribution generalisee des frequences p({beta}) des mouvements atomiques dans le liquide. La fonction p({beta}) comporte un pic large et a faible pente dont le centre est a {beta} {approx} 0,3 et ne presente aucune indication de niveaux discrets dans la gamme mesuree 0 < {beta} < 0,8; la forme generale de la courbe confirme l'image ''quasi cristalline'' du liquide. Les auteurs examinent les difficultes qui s'opposent a la normalisation absolue de p({beta}). (author) [Spanish] Los autores han estudiado la dispersion de neutrones de 0,037 eV y 0,0088 eV en una muestra de bromo liquido de espesor reducido, a temperatura ambiente. La distribucion

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

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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

Lens Opacification in Mice Exposed to Monoenergetic Fast Neutrons; Opacite du Cristallin chez la Souris Exposee aux Neutrons Rapides; Katarakty u myshej, obluchennykh monoehnergeticheskimi bystrymi nejtronami; Opacidad del Cristalino en los Ratones Expuestos a los Neutrones Rapidos Monoenergeticos

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Bateman, J. L.; Bond, V. P.; Rossi, H. H. [Medical Research Center, Brookhaven National Laboratory, Upton, NY (United States); Radiological Research Laboratory, Department of Radiology, Columbia University, New York, NY (United States)

1964-05-15

cates ranging from 0.2 to 100 rad/min. (author) [French] On a procede a de nombreuses experiences pour etudier les divers effets des rayonnements sur de petits mammiferes, depuis le niveau sub-cellulaire jusqu'a l'organisme entier; on a utilise surtout des rayonnements a faible transfert lineaire d'energie (TLE), tels que les rayons X et les rayons gamma; mais quelques experiences on fait intervenir des rayonnements a TLE plus eleve, comme les neutrons rapides. Dans ce dernier cas, on a expose les animaux a des neutrons ayant des energies tres variees et, par consequent, des TLE tres divers. Certaines reactions particules chargees-cible produisent des neutrons dont les energies dependent etroitement de l'angle de leur trajectoire avec l'axe faisceau-cible. Le laboratoire des auteurs a utilise la reaction protons-tritium pour certaines etudes. Les experiences sur la diminution du poids de la rate et du thymus chez la souris ont montre que l'HiR par rapport aux rayons X de 250 kV-crete est d'environ 4 pour les neutrons de 0,43 MeV et tombe a 3 pour les neutrons de 1, 80 MeV. L'etude de la diminution des spermatogonies donne des EBR legerement plus elevees, mais on constate la meme baisse de leur valeur quand l'energie des neutrons augmente. On a etudie, dans la meme gamme d'energies, l'inhibition du metabolisme de l'acide nucleique dans l'intestin et dans la moelle osseuse (en utilisant des precurseurs de l'acide nucleique marques avec des radioisotopes) et on a obtenu des valeurs de l'EBR generalement plus faibles. L'efficacite des neutrons dans les experiences ci-dessus etait a peu pres proportionnelle a la valeur calculee du TLE. On procede actuellement a l'etude de l'effet tardif (la cataracte) en fonction de l'energie des neutrons; les resultats obtenus jusqu'ici montrent qu'une energie de 0,43 MeV est plus efficace qu'une energie de 1,80 MeV. Une amelioration de la methode de la lampe a fente a permis de deceler des manifestations precoces d'opacite du cristallin

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

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NONE

1964-07-01

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

The structure of para-toluidine by X-ray and neutron diffraction; Etude de la structure de la para-toluidine par la diffraction des rayons X et des neutrons

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

1965-12-01

The crystal and molecular structure of para-toluidine has been solved by X-ray and neutron diffraction counter techniques. The molecules are arranged in the form of infinite chains in the crystal, each molecule being linked to two neighbours by hydrogen bonds. The presence of the H bonds makes clear the difference in the melting points between para-toluidine and benzene hydrocarbons of related symmetry and molecular weight. Their direction accounts for the (001) cleavage and the growth anisotropy of crystals from supersaturated vapour phase. A structure-seeking method by computer has been elaborated, using lattice energy calculations applied to molecules treated as rigid bodies and making use of a simplex method for function minimization without calculation of derivatives. The way the available information is handled allows to increase the range of convergence, as shown in the case of para-toluidine. (author) [French] La structure cristalline et moleculaire de la para-toluidine a ete resolue a l'aide de la diffraction des rayons X et des neutrons. L'analyse a revele que la structure presentait un encha ement particulier des molecules, liees entre elles par des ponts hydrogene. La presence des liaisons rend compte de l'elevation du point de fusion de la para-toluidine par rapport a celui des carbures benzeniques de symetrie et de poids moleculaires voisins. La direction des liaisons explique le clivage facile (001) des cristaux obtenus par fusion et l'anisotropie de croissance des cristaux en phase vapeur. Une methode de recherche de structures par ordinateur a ete elaboree, faisant usage du concept d'energie reticulaire applique aux molecules considerees comme rigides et faisant appel a une methode de simplexe pour la minimisation des fonctions sans calcul de derivees. La maniere dont est exploitee l'information disponible permet d'accro re, comme cela est montre dans le cas de la para-toluidine, l'etendue du domaine de

The structure of para-toluidine by X-ray and neutron diffraction; Etude de la structure de la para-toluidine par la diffraction des rayons X et des neutrons

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

1965-12-01

The crystal and molecular structure of para-toluidine has been solved by X-ray and neutron diffraction counter techniques. The molecules are arranged in the form of infinite chains in the crystal, each molecule being linked to two neighbours by hydrogen bonds. The presence of the H bonds makes clear the difference in the melting points between para-toluidine and benzene hydrocarbons of related symmetry and molecular weight. Their direction accounts for the (001) cleavage and the growth anisotropy of crystals from supersaturated vapour phase. A structure-seeking method by computer has been elaborated, using lattice energy calculations applied to molecules treated as rigid bodies and making use of a simplex method for function minimization without calculation of derivatives. The way the available information is handled allows to increase the range of convergence, as shown in the case of para-toluidine. (author) [French] La structure cristalline et moleculaire de la para-toluidine a ete resolue a l'aide de la diffraction des rayons X et des neutrons. L'analyse a revele que la structure presentait un encha ement particulier des molecules, liees entre elles par des ponts hydrogene. La presence des liaisons rend compte de l'elevation du point de fusion de la para-toluidine par rapport a celui des carbures benzeniques de symetrie et de poids moleculaires voisins. La direction des liaisons explique le clivage facile (001) des cristaux obtenus par fusion et l'anisotropie de croissance des cristaux en phase vapeur. Une methode de recherche de structures par ordinateur a ete elaboree, faisant usage du concept d'energie reticulaire applique aux molecules considerees comme rigides et faisant appel a une methode de simplexe pour la minimisation des fonctions sans calcul de derivees. La maniere dont est exploitee l'information disponible permet d'accro re, comme cela est montre dans le cas de la para-toluidine, l'etendue du domaine de convergence. (auteur)

Absolute measurement of {beta} activities and application to the determination of neutronic densities; Mesure absolue d'activites {beta} et application a la determination des densites neutronique

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Cohen, R. [Commissariat a l' Energie Atomique, Lab. du Fort de Chatillon, Fontenay-aux-Roses (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1951-01-15

M. Berthelot, to my entrance to the ''Commissariat a l 'Energie Atomique'', proposed me to study the absolute measurement of neutron densities. Very quickly the problem of the absolute activity of {beta} sources became the central object of this work. In a first part, we will develop the methods of absolute determination for {beta} activities. The use of a 4{pi} counter permits to get the absolute activity of all beta radioactive source, susceptible to be put as thin leaf and of period superior than some minutes. The method is independent of the spectra of the measured radioelement. we will describe in the second part some applications which use neutron densities measurement, neutron sources intensities and ratio of cross sections of capture of thermal neutrons. (M.B.) [French] M. Berthelot, a mon entree au ''Commissariat a l 'Energie Atomique'', m'a propose d'etudier la mesure absolue des densites neutroniques. Tres rapidement le probleme de l'activite absolue des sources beta est devenu l'objet central de ce travail. Dans une premiere partie, on abordera les methodes de determination absolue des activites beta. L'utilisation d'un compteur 4{pi} permet d 'obtenir l'activite absolue de toute source radioactive beta, susceptible d'etre mise sous forme de feuille mince et de periode superieure a quelques minutes. La methode est independante du spectre du radioelement mesure. On decrira dans la seconde partie quelques applications a des mesures de densites neutroniques, d'intensites de sources de neutrons et de rapport de sections efficaces de capture de neutrons thermiques. (M.B.)

Rapid Estimation of Fast-Neutron Doses following Radiation Exposure in Criticality Accidents: The S{sup 32}(n, p)P{sup 32} Reaction in Body Hair; Prompte Evaluation des Doses de Neutrons Rapides apres une Exposition au Rayonnement a la Suite d'Accidents de Criticite: Reaction {sup 32}S(n, p){sup 32}P dans le Systeme Pileux; 0411 042b 0421 0414 ; Evaluacion Acelerada de Dosis de Neutrones Rapidos Despues de una Irradiacion Consecutiva a un Accidente de Criticidad: La Reaccion {sup 32}S(n, p){sup 32}P en el Pelo

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Petersen, D. F. [Los Alamos Scientific Laboratory, University of California, Los Alamos, NM (United States)

1965-06-15

information for comparison with average total-body neutron exposure estimates based on blood Na{sup 24} measurements. Fission yield estimates based on deduced geometries in each case were in good agreement with independent determinations of total fissions by more conventional analytical procedures. For rapid approximations of fast neutron dose, P{sup 32} activity in dpm/g hair at T = 0 from any counting system of known efficiency is simply multiplied by 0.49 to obtain ''sulphur-level'' neutron dose in rads. (author) [French] Etant donne sa composition chimique constante, sa situation anatomique fixe et sa facilite de prelevement, le systeme pileux de l'homme offre un materiau de choix permettant d'evaluer en peu de temps des doses de neutrons rapides recues par le personnel implique dans des accidents de criticite. La teneur en soufre du cheveu ou du poil est remarquablement constante, independente du sexe, de la couleur ou de la region ou il pousse; comme cette teneur est de 0,048 {+-} 0,005 g au gramme, on peut prendre le chiffre de 5% pour les estimations preliminaires de dose, sans avoir a proceder chaque fois a un dosage individuel du soufre. En l'absence d'une contamination externe facile a eliminer, le cheveu ou le poil contient moins de 0,025% de phosphore; etant donne que les sections efficaces d'activation du soufre et du phosphore sont semblables, l'absence virtuelle de phosphore permet d'utiliser le soufre du cheveu ou du poil comme un detecteur biologique a seuil pour la mesure du flux de neutrons de 2,5 MeV et plus, en appliquant la reaction {sup 32}S(n, p){sup 32}P. On a mis au point des methodes d'isolement rapide de {sup 32}P radiochimiquement pur pour permettre des estimations a des fins cliniques de l'exposition aux neutrons rapides des victimes des accidents de criticite. En l'absence d'une forte contamination par les produits de fission, on peut proceder aux evaluations dans les deux heures. Le procede plus complet qui comporte l'elimination des produits

Diffraction des neutrons : principe, dispositifs expérimentaux et applications

Science.gov (United States)

Muller, C.

2003-02-01

La diffraction de neutrons, sur monocristal ou sur échantillon polycristallin (ou poudre), est une technique très largement utilisée, en science des matériaux comme en biologie, lorsque l'on souhaite déterminer la structure cristalline d'un composé ou d'une molécule. Toutefois, le degré de précision de la détermination structurale est très corrélé au choix de l'instrument utilisé. Il s'en suit que la question “comment choisir l'instrument le mieux adapté au composé et à la problématique ?" apparaît comme fondamentale. L'objectif de ce cours est de tenter de répondre à cette question en décrivant brièvement les caractéristiques instrumentales de différents diffractomètres, en exposant les avantages spécifiques des expériences de diffraction de neutrons et en donnant quelques exemples d'application.

Measurement of the C / H ratio using neutrons; Mesure du rapport C / H au moyen des neutrons

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Martinelli, P [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France).Centre d' Etudes Nucleaires; Ricci, H [Universite de Lima (Peru)

1960-07-01

A probe made up of a Ra ({alpha}, n) Be neutron source and a proportional counter filled with boron trifluoride has been used to measure the C/H ratio in hydrocarbons. The intensity of the thermal neutron flux in the neighbourhood of the detector increases with the concentration of the hydrocarbon hydrogen surrounding it. By measuring the density it is possible to deduce the C/H ratio. It is thus possible to evaluate the C/H ratio with a precision equal to that given by the {beta}-ray transmission method. The errors arising from the chemical nature of the hydrocarbon can be reduced to a minimum. This method has the advantage of allowing the measurement of the C/H ratio of hydrocarbons contained in recipients or thick steel tubing by means an independent portable apparatus. (author) [French] Une sonde constituee d'une source de neutrons Ra ({alpha}, n) Be et d'un compteur proportionnel a remplissage de trifluorure de bore a ete utilisee pour mesurer le rapport C/H dans les hydrocarbures. Le flux des neutrons thermiques au voisinage du detecteur est d'autant plus intense que la concentration en hydrogene de l'hydrocarbure qui entoure la sonde est plus elevee. Une mesure de densite permet d'en deduire le rapport C/H. On peut ainsi evaluer le rapport C/H avec une precision aussi bonne que celle que l'on obtient par transmission de rayons {beta}. Les erreurs provenant de la nature chimique de l'hydrocarbure peuvent etre minimisees. Cette methode presente l'avantage de permettre la mesure du rapport C/H d'hydrocarbures contenus dans des recipients ou des canalisations epaisses en acier a l'aide d'un appareil exterieur transportable. (auteur)

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.)

Carcinogenesis by Fast Neutrons Relative to X-Rays in Mice; Carcinogenese chez les Souris sous l'Effet des Neutrons Rapides et des Rayons X; Sravnitel'naya chastota vozniknoveniya rakovykh opukholej u myshej pri obluchenii bystrymi nejtronami i rentgenovskimi luchami; Accion Carcinogenica Comparada de los Neutrones Rapidos y de los Rayos X en el Raton

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Cole, L. J.; Nowell, P. C. [Division of Biological and Medical Sciences, U.S. Naval Radiological Defense Laboratory, San Francisco, CA (United States); Department of Pathology, School of Medicine, University of Pennsylvania, Philadelphia, PA (United States)

1964-05-15

Young adult LAF{sub 1} mice received a single sublethal exposure to fission-spectrum neutrons, and were treated as follows: Group 1 - 195 to 199 rad, followed by a single subcutaneous injection of CCI{sub 4} one month later; Group II - CCl{sub 4} injected one day prior to neutron irradiation (280 - 329 rad); Group III - CCI{sub 4} only; no irradiation; Group IV - unilateral nephrectomy carried out one day before neutron irradiation (320 - 328 rad); Group V - neutron irradiation only (200 - 320 rad> In the Group I-mice, sacrificed 12-16 months post-irradiation, 75% exhibited hepatomas, while 92% of the mice in Group II showed hepatomas. By contrast, liver tumours appeared in 14% of mice receiving neutron irradiation only (Group V), and in 2.4% of mice exposed to a single dose (500 rad) of 250 kVp X-rays. The incidence of kidney neoplasms approached 100% in the uninephrectomized irradiated mice (Group IV), whereas such lesions were infrequent in control mice. The induction of these neoplasms is discussed in terms of initiation by the neutron radiation, and promotion by the specific proliferative stimuli exployed. The data indicate a potency factor of approximately 2 for fission neutrons relative to 250 kVp X-rays for initiation of kidney neoplasms in mice. With respect to the occurrence of lymphoma in this strain, the neutron-irradiated mice showed a reduced incidence (11 %) as compared with the X-irradiated animals (29%). (author) [French] On a expose a une dose sub letale unique de neutrons de fission des jeunes sujets adultes de souche LAF, que l'on a traites de la facon suivante: Groupe 1 - injection souscutanee de CCl{sub 4} un mois apres l 'exposition(195 a 199rad); Groupe II - injection de CCl{sub 4} un jour avant l'exposition aux neutrons (280 a 329 rad); Groupe III - CCl{sub 4} seulement, pas d'exposition; Groupe IV - nephrectomie unilaterale un jour avant l'exposition aux neutrons (320 a 328 rad); Groupe V - exposition aux mettrons seulement (200 a 320 rad

Measurement of the temperature of the neutrons in reactor G1; Mesure de la temperature des neutrons dans la pile G1

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1957-07-01

A precise experimental method has been adapted to the analysis of the spectrum of neutrons in the thermal region. This method uses the technique of modulation applied to a beam of neutrons issuing from a characteristic point in the pile. The analysis of the spectrum is made by adjusting, by the method of least squares, an analytical form to the experimental results. In this report are given the results obtained with a beam from the centre of the moderator of G1. The spectrum of this beam essentially represents the spectrum of the neutrons in the moderator. The most probable velocity was determined by means of Maxwell's functions. The measurements were made of different moderator temperatures between 304 deg. K and 435 deg. K. (author) [French] Une methode experimentale precise a ete mise au point pour l'analyse du spectre des neutrons dans le domaine thermique. Cette methode utilise la technique de la modulation appliquee a un faisceau de neutrons issu d'un point caracteristique de la pile. L'analyse du spectre est faite en ajustant par la methode des moindres carres une forme analytique aux resultats experimentaux. Dans ce rapport, on donne les resultats obtenus sur un faisceau du centre du moderateur de G1. Le spectre de ce faisceau represente convenablement le spectre des neutrons dans le moderateur. On s'est limite ici a une fonction de Maxwell dont on a recherche la vitesse la plus probable. Les mesures ont ete faites avec une temperature du moderateur variant entre 304 deg. K et 435 deg. K. (auteur)

Study of the influence of the fast neutron spectrum on the production of defects in solids and liquids; Etude de l'influence du spectre des neutrons rapides sur la creation de defauts dans les solides et les liquides

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Mas, P; Droulers, Y [Commissariat a l' Energie Atomique, Grenoble (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1964-07-01

les neutrons rapides dans le carbone, l'oxygene et l'hydrogene. Dans une zone de 25 cm entourant le coeur d'une pile piscine, ces integrales de degagement d'energie sont a peu pres proportionnelles au flux de neutrons au-dessus de 1 MeV. La determination du degagement d'energie en provenance des neutrons dans les liquides organiques se ramene donc a la determination du flux au-dessus de 1 MeV sous le spectre reel. Une verification calorimetrique a ete faite pour l'eau. (auteurs)

Neutron distribution in the central cell and a peripheral cell of the Fontenay-aux-Roses pile; Repartition des neutrons dans la cellule centrale et une cellule peripherique de la pile de Fontenay-aux-Roses

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1958-07-01

The distribution of the neutron density has been determined in the central cell and a peripheral cell of the pile at Fontenay-aux-Roses. This measurement was carried out by the autoradiographic method with manganese detectors. The neutron density distribution in the uranium rod has already been studied. The measurement was completed by the study of the neutron density in the complete cell by means of detectors placed in the uranium and in the heavy water. (author) [French] La repartition de la densite des neutrons a ete determinee dans la cellule centrale et une cellule peripherique de la pile de Fontenay-aux-Roses. Cette mesure a ete effectuee par la methode d'autoradiographie avec des detecteurs de manganese. La repartition de la densite des neutrons dans la barre d'uranium a deja ete etudiee. La mesure a ete completee par l'etude de la densite des neutrons dans la cellule complete a l'aide de detecteurs places dans l'uranium et dans l'eau lourde. (auteur)

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1964-06-15

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

Non-destructive analysis of major components in plant materials by mean of 14-MeV neutrons; Analyse ''non destructrice'' des principaux constituants de la matiere vegetale apres irradiation aux neutrons de 14 MeV

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1968-07-01

Although reactors are an important source of neutrons for activation analysis, it is sometimes convenient to have recourse to other, less expensive neutron sources. The Centre d'Etudes Nucleaires at Grenoble has small electrostatic accelerators which generate fast neutrons of 14 MeV energy. These SAMES-type generators are used for directing a deuton beam at 150 kV onto a tritiated target, the resulting flux of monoenergetic neutrons attaining 5 x 10{sup 11} ns{sup -1} in 4 {pi} geometry by the {sup 3}H(d,n){sup 4}He reaction. Numerous elements found in plant material can be activated in this flux, mainly by (n,p), (n,{alpha}) and (n,2n) reactions. Current research is directed towards making use of the entire gamma spectrum of activated plant matter. A computer is used to break down the spectrum into seven main spectral regions by the least-squares method. As a first approximation, these regions are those obtained from aluminium, calcium, potassium, magnesium, phosphorus, silicon and chlorine standards in standard activation and radioactive decay conditions. The wanted advantage of this way of analysis is not acute sensibility, but great fastness. Therefore radioactivation with 14 MeV neutrons is particularly well adapted to quick and simultaneous dosages of useful elements in agronomy. (author) [French] Bien que les reacteurs constituent une source de neutrons importante en analyse par activation, il est parfois commode de recourir a d'autres sources neutronigenes exigeant un investissement moindre. Le Centre d'Etudes Nucleaires de Grenoble dispose de petits accelerateurs electrostatiques generateurs de neutrons rapides de 14 MeV. Ces generateurs, de type SAMES, accelerent un faisceau de deutons sous 150 kV vers une cible tritiee. Celle-ci fournit un flux de neutrons mono-energetiques atteignant 5 x 10{sup 11} n/s/4 {pi} par la reaction {sup 3}H(d,n){sup 4}He. De nombreux elements composant les matieres vegetales s'activent dans ce flux principalement par reactions

A practical contribution to the dosimetry of fast neutrons in radio-protection - determination of the integrated dose in man using the {sup 32}S(n, p){sup 32}P reaction (1963); Contribution pratique a la dosimetrie des neutrons rapides en radioprotection - determination de la dose integree par reaction {sup 32}S(n, p){sup 32}P chez l'homme (1963)

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1963-07-01

The problem of fast neutron dosimetry using activation is studied from the radio-protection point of view. The practical development of methods for analyzing phosphorus 32 produced by the activation of sulphur 32 in human hair by the reaction {sup 32}S(n, p){sup 32}P is described. The sensitivity obtained is 5 rad. A preliminary study was made of the variations in the natural sulphur and phosphorus concentrations. (authors) [French] Le probleme de la dosimetrie des neutrons rapides par activation est etudie sous l'angle de la radioprotectlon. Une mise au point pratique de methodes d'analyae du phosphore 32 induit par activation du soufre 32 des cheveux humains par reaction {sup 32}S(n, p){sup 32}P est exposee. La sensibilite obtenue est de 5 rad. Les variations du soufre et du phosphore naturels ont fait l'objet d'une etude preliminaire. (auteurs)

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

The ionisation chamber described is designed for the measurement of slow neutron fluxes of average or low intensity, in the presence, eventually, of very high gamma fluxes. The capture of a slow neutron by a fissile material, in this case {sup 235}U, gives rise to fission fragments, high-energy particles which ionise the gas contained in the chamber. The neutrons are detected by virtue of the potential pulses, on the collecting electrode of the chamber, deriving from the collection of the ions produced by the fission fragments. The pulses are counted by means of a measuring system consisting of a preamplifier, a 2 Mc amplifier, a discriminator and an electronic scale with numerator or integrator. The general characteristics are as follows: sensitivity to neutrons: 0.07 kicks/n/cm{sup 2}.s, sensitivity to {gamma} rays: zero up to 3.10{sup 4} R/H, a background noise at the normal discrimination voltage: 0.01 kicks/s, working H.T.: -500 V, capacity: 40 {mu}{mu}F, average height of pulse: 8 mV, limits of use: from several neutrons to 10{sup 6} n/cm{sup 2}.s. This chamber may be used in all cases where low fluxes of slow neutrons must be measured, especially in the presence of high gamma fluxes, for example in the checking of Pu concentrations in an extraction plant or for the starting up of reactors. (author) [French] La chambre d'ionisation decrite est destinee a la mesure des flux de neutrons lents d'intensite moyenne ou faible, en presence eventuelle de flux gamma tres importants. La capture d'un neutron lent par un materiau fissile, en l'occurrence {sup 235}U, donne naissance a des fragments de fission, particules de grande energie qui ionisent le gaz contenu dans la chambre. Les neutrons sont detectes grace aux impulsions de potentiel, sur l'electrode collectrice de la chambre, provenant de la collection des ions produits par les fragments de fission. Une chaine de mesure comprenant un preamplificateur, un amplificateur 2 Mc, un discriminateur, une echelle

Evaluation of Dose: Comparative Effect of Fast Neutrons and other Types of Radiation on the Survival of E. Coli and S. Cerevisiae; Evaluation de la Dose Delivree et Actions Comparees des Neutrons Rapides et d'Autres Radiations sur la Survie de E. Coli et S. Cerevisiae; Otsenka dozy i sravnitel'noe vliyanie bystrykh nejtronov i drugikh vidov izlucheniya na vyzhivaemost' E. Coli i S. Cerevisiae; Evaluacion de la Dosis Suministrada y Comparacion de la Accion de los Neutrones Rapidos sobre la Supervivencia del E. Coli y del S. Cerevisiae con la de Otras Radiaciones

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Arnaud, Y.; Bocquet, C. [Centre d' Etudes Nucleaires de Saclay (France)

1964-05-15

The EL-3 reactor is equipped with auranium converter by means of which fast neutrons can be obtained. A bank of fission chambers measures the flux and spectral distribution of the fast neutrons. These miniature detectors are placed at various points in the target zone and make possible the experimental evaluation of the absorbed tissue-dose. This apparatus and dosimetric technique can be used to compare the effect of fast neutrons and other types of ionizing radiation (e.g. X-rays) on unicellular organisms. The authors study the percentage of survivals and the frequency of a mutation in Saccharomyces cerevisiae. The survival curve for Escherichia coli is also determined for X-rays and neutrons. It is found that the RBE's of these various types of radiation depend not only on the species and the biological criterion adopted, but also on the irradiation dose-level at which the comparison is made. These experiments show the RBE to be also a function of dose. The effects of fast neutrons and X-rays are often brought about by differing radiobiological processes. It is arbitrary to establish linear relationships between the doses for these various types of radiation. (author) [French] Nous disposons aupres du reacteur EL3 d'un convertisseur a uranium permettant d'obtenir des neutrons rapides. Une batterie de chambres a fission mesure le flux et la repartition spectrale des neutrons rapides. Ces detecteurs miniatures sont places en divers points du volume a irradier et permettent d'evaluer experimentalement la dose absorbee dans les tissus. Ce dispositif et cette dosimetrie nous servent a comparer l'action des neutrons rapides et d'autres radiations ionisantes (X, {gamma}) sur des organismes monocellulaires. Nous etudions ici le pourcentage de survie et la frequence d'une mutation morphologique chez Saccharomyces cerevisiae. La courbe de survie d'Escherichia coli est aussi etablie pour les rayons X et les neutrons. On observe que les effets biologiques relatifs de ces

Experimental measurement of neutron spectrum in the reflector of a light water reactor; Determination experimentale du spectre des neutrons dans le reflecteur d'une pile a eau legere

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1963-09-15

augmente, a ete mise en evidence. 3. Neutrons rapides: 3 detecteurs a seuil (Ni, Al, Mg) ont ete utilises. On a suppose au-dessus de 3 MeV une forme en E{sup 1/2} e{sup -{beta}}{sup E}. Les valeurs de {beta} varient de 0,775 au centre du coeur et dans un creneau, a 0,64 a environ 30 cm du coeur. 4. Trace continu du spectre d'ensemble: Les interpolations suivantes permettent un raccordement valable entre le domaine ou des mesures ont ete faites. entre 340 eV et 10 keV forme en 1/E. entre 10 keV et 330 keV forme en 1/(E {sigma}{sub S}(E)) ({sigma}{sub S}(E) = section de diffusion elastique sur l'hydrogene) entre 330 keV et 3 MeV: forme calculee par la methode des moments (ref. BSR). (auteur)

Measurement of the fission cross-section of {sup 235}U and {sup 239}Pu for thermal neutrons; Mesures des sections de fission de {sup 235}U et de {sup 239}Pu en neutrons thermiques

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Fraysse, G; Prosdocimi, A; Netter, F; Samour, C [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1965-07-01

Improved techniques of fast detection have been applied for determining the fission cross-sections of {sup 235}U and {sup 239}Pu with reference to the absorption cross-section of Boron. Monochromatic neutron beams of 0.0322 eV, 0.0626 eV and 0.275 eV have been employed. Use has been made of a Xe-filled gaseous scintillator and of a low-geometry solid state ion chamber. Both measured alpha and fission rates. The results at the reference energy of 0.0253 eV are: ({sigma}{sub F}){sub 0} {sup 235}U = 588 {+-} 10 barns ({sigma}{sub F}){sub 0} {sup 239}Pu = 738 {+-} 7 barns. (authors) [French] Des techniques avancees de comptage rapide ont ete mise en oeuvre pour determiner la section efficace de fission de {sup 235}U et de {sup 239}Pu par rapport a celle d'absorption du bore. Des faisceaux de neutrons monochromatiques de 0,0322 eV, 0,0626 eV et 0,275 eV ont ete employes. Les detecteurs utilises sont un scintillateur gazeux rempli de xenon et une chambre d'ionisation a etat solide a basse geometrie. Les deux ont mesure les taux des desintegrations alpha et des fissions. Les resultats a l'energie de reference de 0,0253 eV sont: ({sigma}{sub F}){sub 0} {sup 235}U = 588 {+-} 10 barns ({sigma}{sub F}){sub 0} {sup 239}Pu = 738 {+-} 7 barns. (auteurs)

Contribution to the determination of Sb-Ag-Cu-Ga-Mo-Zn using 14 MeV neutron activation; Contribution au dosage de Sb-Ag-Cu-Ga-Mo-Zn par activation aux neutrons de 14 MeV

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1966-04-01

By using, 14 MeV, neutron irradiation it is possible to extend the field of application of neutron radio-activation analysis, in particular to the case of light elements. For, many other elements it can replace in-pile irradiation thereby making it possible, thanks to portable 14 MeV neutron generators, to carry out radio-activation analyses away from nuclear-research c e n t r e s. With a view to applying this analytical technique to routine work, we have developed some rapid chemical separation methods in order to make possible the determination of several elements which after exposure to fast neutrons, produce {beta} emitting nuclides which cannot be differentiated by a simple instrumental study, the emitted radiation being of the same type and of similar half-life the two cases. (author) [French] L'irradiation au moyen de neutrons de 14 MeV permet d'etendre le domaine d'application de l'analyse par radioactivation neutronique, en particulier aux elements legers. Cependant pour de nombreux autres elements elle peut remplacer l'irradiation en reacteur nucleaire permettant ainsi grace aux ensembles portables producteurs de neutrons de 14 MeV, l'extension de l'analyse par radioactivation a l'exterieur des centres d'etudes nucleaires. Dans le but d'appliquer cette methode d'analyse a des travaux de routine, nous avons mis au point des separations chimiques rapides, afin de permettre le dosage de quelques elements qui par irradiation aux neutrons rapides, engendrent des nucleides emetteurs {beta} qu'une simple etude instrumentale ne peut differencier en raison de l'identite de leur rayonnement et de leurs periodes radioactives trop proches. (auteur)

Application of the pulsed neutron technique on the reactors ALIZE - AQUILON (1963); Application de la methode des neutrons pulses sur les piles ALIZE et AQUILON (1963)

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1963-07-01

Different methods of measuring the ratio effective delayed fraction / prompt neutron lifetime, {alpha}{sub c}, are described. According to the classic pulsed neutron technique the negative reactivity due to a localized absorber is given by {rho} / {beta}{sub eff} = {alpha} / {alpha}{sub c} -1 Experiments are reported which show that in this case {alpha}{sub c} can not be considered constant for large reactivities. The absorber element distorts the flux in the system, increasing the importance of the reflector. An application of the pulsed neutron method to the measurement of critical distributed boron concentrations of various absorber elements is described. Less time is required than for the usual super-critical techniques, and the experimental analysis is simplified. It is interesting to note that the results are not influenced by the spectral sensitivity of the control element. A modified pulsed neutron method has been tried out. This procedure was used to determine by measurements at sub-critical the critical water level of uranium-heavy water lattices with a high precision. (author) [French] Differents modes operatoires pour definir la valeur du rapport pourcentage effectif de neutrons retardes / temps de vie, {alpha}{sub c}, sont exposes. La methode classique par neutrons pulses definit l'anti-reactivite d'un element absorbant a partir de la relation: {rho} / {beta}{sub eff} {alpha} / {alpha}{sub c} -1 Les manipulations effectuees montrent qu'on ne peut considerer dans ce cas {alpha}{sub c} constant pour de tres grandes anti-reactivites. L'absorbant introduit dans la pile deforme le flux et augmente l'importance du reflecteur. Une application de la methode des neutrons pulses pour mesurer le titre critique en mg de B/l de divers absorbants est signalee. Les operations sont effectuees en regime sous-critique avec un certain gain de temps et une grande facilite de depouillement. Il est interessant de noter que les resultats ne sont pas affectes par la

Application of the pulsed neutron technique on the reactors ALIZE - AQUILON (1963); Application de la methode des neutrons pulses sur les piles ALIZE et AQUILON (1963)

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1963-07-01

Different methods of measuring the ratio effective delayed fraction / prompt neutron lifetime, {alpha}{sub c}, are described. According to the classic pulsed neutron technique the negative reactivity due to a localized absorber is given by {rho} / {beta}{sub eff} = {alpha} / {alpha}{sub c} -1 Experiments are reported which show that in this case {alpha}{sub c} can not be considered constant for large reactivities. The absorber element distorts the flux in the system, increasing the importance of the reflector. An application of the pulsed neutron method to the measurement of critical distributed boron concentrations of various absorber elements is described. Less time is required than for the usual super-critical techniques, and the experimental analysis is simplified. It is interesting to note that the results are not influenced by the spectral sensitivity of the control element. A modified pulsed neutron method has been tried out. This procedure was used to determine by measurements at sub-critical the critical water level of uranium-heavy water lattices with a high precision. (author) [French] Differents modes operatoires pour definir la valeur du rapport pourcentage effectif de neutrons retardes / temps de vie, {alpha}{sub c}, sont exposes. La methode classique par neutrons pulses definit l'anti-reactivite d'un element absorbant a partir de la relation: {rho} / {beta}{sub eff} {alpha} / {alpha}{sub c} -1 Les manipulations effectuees montrent qu'on ne peut considerer dans ce cas {alpha}{sub c} constant pour de tres grandes anti-reactivites. L'absorbant introduit dans la pile deforme le flux et augmente l'importance du reflecteur. Une application de la methode des neutrons pulses pour mesurer le titre critique en mg de B/l de divers absorbants est signalee. Les operations sont effectuees en regime sous-critique avec un certain gain de temps et une grande facilite de depouillement. Il est interessant de noter que les resultats ne sont pas

Theory of Pulsed Neutron Experiments in Highly Heterogeneous Multiplying Media; Theorie des Experiences au Moyen des Neutrons Pulses, dans les Milieux Multiplicateurs Tres Heterogenes; O teorii ehksperimentov s impul'snymi neitronami v geterogennykh razmnozhayushchikh sredakh; Aspectos Teoricos de los Experimentos con Neutrones Pulsados en Medios Multiplicadores Muy Heterogeneos

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Corno, S. E. [Instituto di Fisica ' ' A. Volta' ' (Italy); Unversity of Pavia, Pavia (Italy); SNAM, Milan [Italy

1965-10-15

In this work we investigate the time and space dependence of the neutron flux within a highly heterogeneous assembly, in which pulsed or sinusoidally modulated neutrons are injected. We consider, for the sake of simplicity, a device consisting of a cylindrical block of heavy moderator, along the axis of which a line-shaped region of fissionable material is located. The driving neutron source is assumed to be located on one of the end faces of the cylinder. The extent of the fissionable region allows us to deal with it as with an absorbing and multiplying singularity of the neutron field. As our attention is mostly concentrated on space and time variation of the neutron flux, rather crude approximations are assumed as far as the energy dependence of the neutron population is concerned. Within the limits of the age-diffusion theory, the response of the device to any neutron excitation may be found in closed form. For a sinusoidally modulated source of given frequency, it may easily be shown that, if the axial singularity were a purely absorbing one, the neutron waves being propagated along the device would possess a phase shift; a wavelength and an attenuation constant depending on the absorbing properties of the singularity. This picture becomes more and more complicated when neutron multiplication occurs. For this general case the solution derived in our paper obviously turns out to be dependent on both absorption and multiplication properties of the singularity. This circumstance suggests, among others, the idea of using a device of the type described above for testing fuel elements of heterogeneous reactors. (author) [French] L'auteur etudie les variations du flux de neutrons en fonction du temps et du lieu dans un assemblage tres heterogene ou l'on injecte des neutrons puises ou modules sinusoidalement. Il envisage, pour des raisons de simplicite, un dispositif constitue par un ralentisseur lourd en forme de bloc cylindrique sur l'axe duquel est placee une zone

Study of the critical scattering of neutrons by iron; Etude de la diffusion critique des neutrons par le fer

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Galula, M; Jacrot, B; Mangin, J P [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France)

1959-07-01

The critical scattering of very slow neutrons by iron near critical point is measured by time of flight techniques. The VAN HOVE formula is verified and the geometrical parameters K{sub 1} et r{sub 1} introduced in this theory are determined. (author) [French] On etudie la diffusion critique des neutrons tres lents par le fer dans la region du point de Curie par une methode de temps de vol. On verifie la formule de VAN HOVE et on determine les parametres geometriques K{sub 1} et r{sub 1} introduit par ce dernier. (auteur)

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1964-02-15

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

Contribution to the study of 14 MeV neutron scattering by {sup 12}C using a time-of-flight spectrometer (1963); Contribution a l'etude de la diffusion des neutrons de 14 MeV par {sup 12}C, a l'aide d'un spectrometre a temps de vol (1963)

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

1963-07-15

Experimental measurements of 14 MeV fast neutrons scattering by {sup 12}C by time-flight spectrometer, with a 1.7 n. sec over-all resolution. The excitation of the 7.65 MeV level is observed. (author) [French] Etude experimentate de la diffusion par {sup 12}C des neutrons rapides de 14 MeV a l'aide d'un spectrometre de resolution totale de 17 n/s. Observation de l'excitation du niveau 0+ de 7,65 MeV. (auteur)

Monte-Carlo method for studying the slowing down of neutrons in a thin plate of hydrogenated matter; Methode de Monte-Carlo pour l'etude du ralentissement des neutrons dans une plaque mince de matiere hydrogenee

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

1965-07-01

The studies of interaction of slow neutrons with atomic nuclei by means of the time of flight methods are made with a pulsed neutron source with a broad energy spectrum. The measurement accuracy needs a high intensity and an output time as short as possible and well defined. If the neutrons source is a target bombarded by the beam of a pulsed accelerator, it is usually required to slow down the neutrons to obtain a sufficient intensity at low energies. The purpose of the Monte-Carlo method which is described in this paper is to study the slowing down properties, mainly the intensity and the output time distribution of the slowed-down neutrons. The choice of the method and parameters studied is explained as well as the principles, some calculations and the program organization. A few results given as examples were obtained in the line of this program, the limits of which are principally due to simplifying physical hypotheses. (author) [French] l'etude de l'interaction des neutrons lents avec les noyaux atomiques par la methode du temps de vol s'effectue avec une source pulsee de neutrons dont le spectre en energie est assez etendu. La precision des mesures demande que la source soit intense et que la duree d'emission des neutrons soit breve et bien definie. Si la source est une cible bombardee par le faisceau de particules d'un accelerateur pulse, il est generalement indispensable de ralentir les neutrons pour avoir une intensite suffisante a basse energie. Nous presentons ici une methode de Monte-Carlo pour l'etude detaillee de ce ralentissement, notamment l'intensite et la distribution des temps de sortie des neutrons ralentis. Cette presentation comprend: la justification du choix de la methode de Monte-Carlo, les principes generaux, les differentes etapes du calcul et du programme ecrit pour le calculateur electronique IBM 7090. Nous indiquons aussi les restrictions qui sont apportees au domaine d'application de ce programme et qui proviennent surtout des

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

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

1966-03-01

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

Contribution to the study of the inelastic scattering of neutrons from a to 5 MeV (1961); Contribution a l'etude de la diffusion inelastique des neutrons de 1 a 5 MeV (1961)

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

1961-07-01

- The aim of this work is to see if this reaction occurs only by compound nucleus formation or involves some contribution of direct interaction. In the first case, the angular distribution of inelastic neutrons is symmetric about 90 degree. In the second case, this distribution must be asymmetric and must change slowly with energy of incident neutrons. The neutrons corresponding at the excitation of a given level of the residual nucleus are selected by their coincidence with the {gamma} rays of deexcitation of this level. From the results of our measurements on iron, iodine and bismuth and of other laboratories on different elements, we can conclude that generally, the inelastic scattering of neutrons of some MeV occurs only by compound nucleus. (author) [French] - Le but de ce travail est de determiner si cette reaction s'effectue uniquement par passage par un noyau compose ou fait intervenir un processus d'interaction directe. Dans le premier cas, la distribution angulaire des neutrons inelastiques est symetrique par rapport a 90 degree. Dans le deuxieme cas, cette distribution doit etre asymetrique et doit varier lentement avec l'energie des neutrons incidents. Les neutrons correspondant a l'excitation d'un niveau determine du residuel sont selectionnes par leur cofncidence avec les rayonnements {gamma} de desexcitation de ce niveau. D'apres les resultats de nos mesures sur le fer, l'iode et le bismuth et de celles des autres laboratoires sur differents elements, nous pouvons conclure que, en general, la diffusion inelastique des neutrons de quelques MeV s'effectue uniquement par noyau compose. (auteur)

Studies on the rice seed (Oryza sativa) sensitivity to gama radiation, neutrons di-enthyl sulphate (DES) and sodium azide (SA)

International Nuclear Information System (INIS)

Guimaraes, E.P.

1978-04-01

Dry rice seeds of 'Dourado Precoce' variety were treated with gama-rays, thermal and fast neutrons, di-ethyl sulphate (DES) and sodium azide (SA). Biologial effects on survival, seedling height, plant fertility and chlorophy 11 mutation frequency were studied in the M 1 generation. The data obtained were analysed by 'independent test'. Survival was not affected by increased gama ray dosage, but by increased DES and SA dosages, as well as by SA treatments with increased solution acidity for seeds pretreated in distilled water. Seedling height was decreased with the increase of gama-ray dosage, DES concentration. SA acidity and concentration. Plant fertility was reduced drastically with higher gama-ray and neutron dosages and with high SA acidity and concentrations. The maximum chlorophy 11 mutation frequency was obtained in the SA treatment. Seeds pretreated with distilled water showed larger physiological damages in the SA treatments and higher mutation frequencies. Regarding chlorophyll mutation frequency, thermal neutrons were more efficient than gama-rays. SA was the most efficient mutagen used . DES showed lower physiological damages in the M 1 plants, but did not induce mutations in the used conditions [pt

Automation on computers of the partial area method for the analysis of 's' neutron induced resonances. I. Without interference terms. (1962); Automatisation sur ordinateur de la methode des aires partielle dans l'analyse des resonances induites par les neutrons 's'. I. sans terme d'interference. (1962)

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

1962-07-01

This report deals with numerical analysis of transmission resonances induced by 's' wave neutrons in time of flight experiments. The analysis method used is the partial area one. The only case treated here, in this first part, is the one when the interference term can be neglected. Programs and subroutines are thoroughly described, which determine from experimental raw data the resonant transmission, the partial areas, and the resonance parameters. (authors) [French] Le present rapport a pour objet l'analyse numerique sur ordinateur IBM 7090, des resonances dues aux neutrons 's' dans les experiences de transmission par temps de vol, la methode d'analyse utilisee etant la methode des aires partielles. Dans cette premiere partie, seul a ete envisage le cas ou le terme d'interference peut etre neglige. On y trouvera une description detaillee des programmes et sous programmes elabores pour determiner les transmissions resonantes avec leur trace, a partir des donnees experimentales brutes, les aires partielles afferentes ainsi que les parametres caracteristiques des resonances. (auteurs)

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

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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)

Contribution to the experimental study of the critical scattering of cold neutrons in iron; Contriiution a l'etude experimentale de la diffusion critique des neutrons froids par le fer

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

1967-03-15

The aim of the present work is a study of magnetic fluctuations which are produced in iron in the neighbourhood of the Curie temperature, by neutron scattering. We start by briefly recalling the theory of scattering of neutrons by magnetic substances and Landau's theory of second order phase transitions which enables one to derive the magnetic cross section near the Curie temperature. Following this is a description of the experimental apparatus after which we present the experimental results. The analysis of the results confirms the four-third law obeyed by the magnetic susceptibility near the Curie point, predicted by recent theories based on the Heisenberg model. However, the analysis reveals a non-zero relaxation time for the magnetic fluctuations at the Curie point, which is in disagreement with theoretical conclusions. (author) [French] L'objet du present travail est l'etude des fluctuations d'aimantation qui prennent naissance dans le fer au voisinage de sa temperature de Curie par la diffusion des neutrons. Nous commencons par rappeler brievement les generalites sur la diffusion des neutrons par les substances magnetiques et la theorie de Landau des transitions de phase du second ordre qui permet de deriver une expression de la section efficace magnetique pres de la temperature de Curie. Ensuite, apres la description du dispositif experimental, nous presentons les resultats experimentaux. L'analyse de ces resultats confirme les theories recentes suivant le modele d'Heisenberg en ce qui concerne la 'loi en 4/3' de la susceptibilite magnetique au voisinage du point de Curie; mais par ailleurs elle revele l'existence d'un temps de relaxation des fluctuations d'aimantation non nul en ce point, ce qui est en desaccord avec les previsions theoriques actuelles. (auteur)

Total cross-section measurements on aluminium, carbon, fluorine and hydrogen for d, d reaction neutrons using the coincidence method (1963); Mesure de la section efficace totale de l'aluminium, du carbone, du fluor et de l'hydrogene pour des neutrons de la reaction d, d par la methode des coincidences (1963)

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Ambrosino, G; Sorriaux, A [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1964-07-01

The experiment described consists in the measurement of the total cross-section of various materials: aluminium, carbon, fluorine and hydrogen, for mono-energetic 2.77 MeV neutrons obtained from the d,d reaction. The measurement is carried out by transmission. The neutrons are detected by means of a plastic scintillator mounted on a 56 AVP photomultiplier, and are isolated from all secondary phenomena (background noise, scattered neutrons) by coincidence with helium 3. which particles are associated to the neutrons from the reaction {sup 2}{sub 1}D ({sup 2}{sub 1}D, n) {sup 3}{sub 2}H The helium 3 particles are detected by a PN junction diode used with inverted polarisation. An absorption exponential has been traced out using measurements made on seven aluminium bars. The accuracy of the total cross-section measurements is about 10{sup -2}. (authors) [French] L'experience exposee dans ce rapport consiste en la mesure des sections efficaces totales de differents materiaux: aluminium, carbone, fluor et hydrogene, pour des neutrons monoenergetiques de 2,77 MeV, obtenus par la reaction d,d. La mesure est faite par transmission. Les neutrons sont detectes par un scintillateur plastique monte sur un photomultiplicateur 56 AVP, et sont separes de tout phenomene secondaire (bruit de fond, neutrons diffuses) par coincidence avec les helium 3, particules associees aux neutrons de la reaction {sup 2}{sub 1}D ({sup 2}{sub 1}D, n) {sup 3}{sub 2}H Les helium 3 sont detectes par une diode a jonction PN utilisee en polarisation inverse. Une exponentielle d'absorption a ete tracee a partir de mesures faites sur sept barreaux d'aluminium. La precision des mesures des sections efficaces totales est de l'ordre de 10{sup -2}. (auteurs)

Survey of Pulsed Neutron Source Methods for Multiplying Media; Methodes des Neutrons Pulses Pour l'Etude des Milieux Multiplicateurs; Obzor metodov s ispol'zovaniem istochnikov impul'snykh nejtronov dlya razmnozhayushchej sredy; Estudio Panoramico de los Metodos de Empleo de Fuentes de Neutrons Pulsados en Medios Multiplicadores

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Garelis, E. [General Electric Company, Vallecitos Atomic Laboratory, Pleasanton, CA (United States)

1965-10-15

. Thus, this makes it possible to apply the methods developed for the repetitive to that of the pseudo-random technique. (author) [French] Depuis quelques annees, il existe deux opinions sur la maniere la plus efficace de mesurer la reactivite d'arret au moyen de generateurs de neutrons puises, savoir: a) les mesures classiques au moyen d'une source puisee a repetition; b) des methodes qui sont fondees sur la reponse a des impulsions pseudo-aleatoires et utilisent une correlation entre l'entree et la sortie. Dans les deux cas, les renseignements pertinents que l'on obtient sont identiques, en d'autres termes, idealement les deux methodes servent a determiner la fonction de reponse. L'auteur retrace l'evolution des methodes de mesure de la reactivite fondees sur les sources puisees dans les systemes a neutrons thermiques, depuis les premieres tentatives de Sjoestrand jusqu'a la recente methode de (k{beta}/ Script-Small-L ). Dans la methode habituelle, la fonction de Green relative a l'assemblage sous-critique - la reponse du reacteur a une source de neutrons a fonction delta - constitue la propriete recherchee. La decroissance exponentielle, exp(-{alpha}t), de la fonction de Green donne une constante de decroissance des neutrons instantanes independante du lieu. L'auteur examine les methodes permettant de deduire la reactivite de la mesure de a , par exemple, la mesure de a a l'etat critique retarde et la recente methode de (k{beta}/ Script-Small-L ). Il etudie notamment les traitements du mode fondamental a la lumiere de la theorie des methodes des neutrons puises, telles qu'elle a ete mise au point pour le modele (k{beta}/ Script-Small-L )- L'auteur examine les incidences de la theorie des neutrons puises en vue d'obtenir des constantes de decroissance precises et les donnees voulues pour l'analyse des systemes puises. Il passe en revue les travaux experimentaux qui font ressortir a la fois les avantages et les limitations de la technique de (k{beta}/ Script

Effects of Monoenergetic Neutron Radiation on Human Cells in Tissue Culture; Effets des Neutrons Monoenergetiques sur des Cellules de Tissus Humains en Culture; Dejstvie oblucheniya monoehnergeticheskimi nejtronami na kletki kul'tury tkanej cheloveka; Efectos de la Radiacion Neutronica Monoenergetica sobre las Celulas Humanas en Cultivos de Tejidos

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Broerse, J. J.; Barendsen, G. W. [Radiobiological Institute of the Organization for Health Research TNO, Rijswijk (Z.H.) (Netherlands)

1964-03-15

Dose effect relations concerning inhibition of clone formation by kidney cells of human origin in culture after irradiation with monoenergetic neutrons of about 3-MeV and about 15-MeV energy, are reported. For 3-MeV neutrons the dose rate was equal to 0.2 rad/min, while for 15-MeV neutrons dose rates of 2.7 rad/min and 12 rad/min were obtained. The cells were irradiated in culture dishes with a thin Melinex bottom and in small flexible nylon and silicon rubber tubes. Neutron fluxes were determined by measuring the activation of sulphur pellets mounted respectively between the dishes and the tubes. Calculation of the dose on the basis of the neutron flux presented a number of problems which are discussed. Because no radiation equilibrium exists around the cells, the resulting inaccuracies in the dose determinations are investigated. Dose-survival curves for both types of neutrons are presented. For 3-MeV neutrons an RBE was found ranging from 6.5 at low doses to about 3.1 at high doses, while for 15-MeV neutrons the RBE varied from 1.9 to 1.6. By comparison of these RBE-values with the RBE-LET relation obtained in earlier experiments with deuterons and {alpha}-particles, it is possible to derive an effective LET for the neutrons used. In order to elucidate certain problems related to the death of experimental animals after X- or neutron- irradiation, a technique has been developed whereby the cells, contained in small tubes, are used to measure the effective dose (i.e . dose corrected for the RBE) at sites of interest in phantoms or animals. (author) [French] Les auteurs indiquent les relations dose-effet pour l 'inhibition de la formation de lignees par les cellules renales d' origine humaine apres irradiation par des neutrons monoenergetiques de 3 MeV et de 15 MeV. Pour les neutrons de 3 MeV, le debit de dose etait egal a 0,2 rad/min, alors que pour les neutrons de 15 MeV on a obtenu des debits de dose de 2,7 rad/min et de 12 rad/min. L'irradiation des cellules

Study of heterogeneous multiplying and non-multiplying media by the neutron pulsed source technique; Etude des milieux heterogenes multiplicateurs et non-multiplicateurs par la technique de la source pulsee de neutrons

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

1968-06-01

The pulsed neutron technique consists essentially in sending in the medium to be studied a short neutron pulse and in determining the asymptotic decay constant of the generated population. The variation of the decay constant as a function of the size of the medium allows the medium characteristics to be defined. This technique has been largely developed these last years and has been applied as well to moderator as to multiplying media, in most cases homogeneous ones. We considered of interest of apply this technique to lattices, to see if useful informations could be collected for lattice calculations. We present here a general theoretical study of the problem, and results and interpretation of a series of experiments made on graphite lattices. There is a good agreement for non-multiplying media. In the case of multiplying media, it is shown that the age value used until now in graphite lattices calculations is over-estimated by about 10 per cent. [French] La technique de la pulsation neutronique consiste essentiellement a envoyer dans le milieu a etudier une courte bouffee de neutrons et a determiner la constante de decroissance asymptotique de la population engendree. La variation de cette constante de decroissance en fonction des dimensions du milieu permet de determiner ses caracteristiques. Cette technique a connu ces dernieres annees un grand essor et a ete appliquee a des moderateurs et des milieux multiplicateurs. Il s'agissait dans la plupart des cas de milieux homogenes. Il nous a semble interessant de l'utiliser dans le cas des reseaux, afin de voir si ces experiences peuvent fournir des renseignements utiles aux calculs. Nous presentons ici une etude theorique generale du probleme, ainsi que les resultats et l'interpretation d'une serie d'experiences faites sur des reseaux a graphite. L'accord est bon dans le cas des reseaux non-multiplicateurs. Dans le cas des reseaux multiplicateurs, on montre que la valeur de l'age utilisee jusqu'ici dans les calculs

Problems Associated with the Monochromatisation of Slow Neutrons; Quelques aspects de la monochromatisation des neutrons thermiques; Nekotorye voprosy monokhromatizatsii medlennykh nejtronov; Algunos problemas de la monocromatizacion de neutrones lentos

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Vertebnyj, V P; Kolotyj, V V; Majstrenko, A N

1963-01-15

The paper sets out the result of calculations to determine the shape of the spectral line of twin-rotor, pulsing, slow-neutron monochromators, as a function of the shifts in the phases between the rotors. Consideration is also given to die possibility of using certain light elements as slow-neutron filters. (author) [French] Les auteurs exposent les resultats de leurs calculs relatifs a la forme du spectre des monochromateurs a impulsions et a deux rotors pour neutrons thermiques en fonction de la distance et du dephasage entre les rotors. Ils examinent egalement la possibilite d*utiliser certains elements legers comme filtres a neutrons lents. (author) [Spanish] Los autores exponen ios resultadas de sus calculos relativos a la forma de la linea espectral de los monocromadores pulsantes de dos rotores para neutrones lentos en funcion de la distancia y del desias amiento de los rotores. Examinan asimismo la posibilidad de utilizar algunos elementos ligeros como filtros de neutrones lentos. (author)

Theoretical Interpretation of Pulsed Neutron Phenomena; Interpretation Theorique des Phenomenes dus aux Neutrons Pulses; Teoreticheskaya interpretatsiya yavlenij, svyazannykh s impul'snymi nejtronami; Interpretacion Teorica de los Fenomenos Debidos a Neutrones Pulsados

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Corngold, N. [Brookhaven National Laboratory, Upton, NY (United States)

1965-08-15

The author discusses the present understanding of transient effects in the variation of neutron distributions in space, time and energy. In the analysis, particular attention is given to the pulsed neutron experiment in non-multiplying media, and to its interpretation in terms of space-energy modes and (time) decay constants. Theoretical research in this field, much of which has come from the Brookhaven National Laboratory, has been built upon the exact solution of several special problems, and approximate, numerical solutions in more realistic situations. Recently, a unified point of view, based on the Van Hove-Glauber theory of the scattering of slow neutrons, has been proposed. It has been found that the long-time behaviour of the pair correlation function, which enables one to distinguish between different types of moderating materials, also controls the type of decay-constant spectrum that one finds. In his discussion the author emphasizes the case of infinite medium solutions that are proportional to exp(iB * r), in media having 1/v absorption. The analytical work is concerned with modal solutions, proportional to exp({lambda}t) as well, while the numerical work is directed at the full, ''life-history'' solution, as well as the modal solutions. The author also remarks on phenomena encountered when the absorption is not 1/v and when the moderator sample is so small that the long-time solutions are no longer separable in space and energy. Finally, the paper discusses the bearing of these recent developments upon the interpretation of pulsed experiments. Particular reference is made to the measurement of diffusion and diffusion cooling coefficients, and to the nature of the approach to the asymptotic distribution. (author) [French] L'auteur examine la conception actuelle des effets transitoires dans la variation des distributions des neutrons dans l'espace, dans le temps et selon l'energie. Dans son etude, il accorde une attention particuliere aux experiences

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

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

1961-07-01

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

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1961-07-01

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

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1963-07-01

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

Determination of the mean free path of the thermal neutrons transport by the measure of a complex diffusion length; Determination du libre parcours moyen de transport des neutrons thermiques par la mesure d'une longueur de diffusion complexe

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1955-07-01

The further method is the outcome of a technique used in the study of neutrons in scattering and slowing-down environment. In this technique, we replace the constant sources used in the classic experiences by modulated sources with a variable frequency. The object of this article is to describe the extension of the method for the mean free path for transport of thermal neutrons and also to indicate the possible applications for other sizes, as the slowing length, or the absolute value of the cross-section of the boron. (M.B.) [French] La methode qui va etre decrite est l'aboutissement d'une technique utilisee dans l'etude des milieux ou diffusent et se ralentissent des neutrons. Dans cette technique, on remplace les sources constantes utilisees dans les experiences classiques par des sources modulees, a frequence variable. L'objet de cet article est de decrire l'extension de la methode a la mesure du libre parcours moyen de transport des neutrons thermiques et egalement d'indiquer les applications possibles a la mesure d'autres grandeurs, telles que la longueur de ralentissement, ou la valeur absolue de la section de capture du bore. (M.B.)

Neutron spin echo spectroscopy. Its application to the study of the dynamics of polymers in solution; La spectrometrie par echos de spins de neutrons. Application a l'etude de la dynamique des polymeres en solution

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Papoular, Robert

1992-06-15

This work focuses on Neutron Spin Echo (NSE) spectroscopy and on the NSE spectrometer MESS, which we have built at the L.L.B. (CE Saclay). After analyzing in detail the classical and quantum principles of this type of instrument, and illustrated them with optical analogies, we expound a simple formalism for the interpretation of polarized neutron experiments of the most general type. In a second part, we describe the MESS spectrometer extensively; its characteristics and performances as well as the first results obtained with this instrument. In particular, we include two papers showing how the neutron depolarization, spin rotation and echoes can be used to investigate high-Tc superconductors. The last part deals with the dynamics of Polymer-Polymer-Solvent ternary solutions and demonstrates how the Neutron Spin Echo technique becomes a privileged tool for such physico-chemical studies thanks to the joint use of NSE and contrast variation methods, coupled with the adequate ranges of time and scattering vectors accessible. Finally, we describe the specific case of partially deuterated polydimethyl-siloxane (PDMS) in semi-dilute solution in Toluene. We have experimentally and separately evidenced the cooperative and inter-diffusive diffusion modes predicted by the theory of Akcasu, Benoit, Benmouna et al. These results, obtained at the L.L.B. (CE Saclay) are the subject matter of the last paper included in this work. (author) [French] Ce memoire est centre sur la spectroscopie par echos de spins de neutrons, et plus particulierement, sur le spectrometre a echos de spins MESS que nous avons construit au L.L.B (CE/Saclay). Apres avoir detaille les principes classique et quantique de ce type d'instrument et les avoir illustres par des analogies optiques, nous detaillons un formalisme simple permettant d'interpreter les experiences utilisant les neutrons polarises dans le cas le plus general. Une seconde partie decrit de maniere approfondie le spectrometre MESS de Saclay

X-ray diffraction studies of neutron irradiated beryllium oxide; Etude par diffraction des rayons X de glucine irradiee aux neutrons

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Belbeoch, B; Rodot, J; Roulliay, M [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1966-07-01

X-ray diagrams of neutron irradiated sintered BeO (E > 1 MeV) can be classified into 3 types depending on the value of the c/a ratio, independently of the characteristics of the sinters, (hot pressed or cold pressed, material, variable density and grain size, pure BeO or BeO with additions). The anisotropic expansion of the BeO lattice caused by irradiation depends not only on the dose of irradiation, but also on the intergranular stresses of the samples. The sintered samples which resist most satisfactorily to irradiation consist of cold pressed high density and small grain size material for which the c/a ratio varies little with increasing dosage. The single crystal diagrams show the same classification as the polycrystalline material in respect with the c/a ratio. Furthermore, in addition to the Bragg reflections, X-ray diffusions are observed; the distribution of the defects is no longer isotropic; a description is given in particular of the scattering which occurs when 1.625 < c/a < 1.645. It appears that the defects start to congregate and cause pronounced distortion of the lattice. The defects are stabilized in the form of large aggregates only when a later irradiation stage is reached. (author) [French] Les diagrammes de rayons X obtenus a l'aide d'echantillons frittes de BeO irradies aux neutrons (E > 1 MeV) peuvent etre classes en trois types qui dependent de la valeur du rapport c/a, quelles que soient les caracteristiques du fritte (fritte sous charge ou fritte naturel, densite et taille de grains variables, BeO pur ou avec additions). La dilatation anisotrope de la maille de BeO observee par irradiation ne depend pas seulement de la dose recue, mais aussi des etats de contraintes intergranulaires des echantillons; ainsi les frittes qui resistent le mieux sous irradiation sont les frittes naturels a forte densite et a petits grains pour lesquels le rapport c/a varie peu en fonction de la dose d'irradiation. Les diagrammes de monocristaux presentent la

Principle of the determination of neutron multiplication coefficients by the Monte Carlo method. Application. Description of a code for ibm 360-75; Principe de la determination des coefficients de multiplication neutronique par methode de Monte-Carlo. Application. Description d'un code pour IBM 360-75

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Moreau, J; Parisot, B [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1969-07-01

The determination of neutron multiplication coefficients by the Monte Carlo method can be carried out in different ways; the are first examined particularly complex geometries; it makes use of multi-group isotropic cross sections. The performances of this code are illustrated by some examples. (author) [French] La determination des coefficients de multiplication neutronique par methode de Monte Carlo peut se faire par differentes voies, elles sont successivement examinees et comparees. On en deduit un code rapide pour des geometries particulierement complexes, il utilise des sections efficaces multigroupes isotropes. Les performances de ce code sont demontrees par quelques exemples. (auteur)

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)

Etude de la diagraphie neutron du granite de Beauvoir. Effet neutron des altérations et de la matrice du granite. Calibration granite. Porosité totale à l'eau et porosité neutron Analysis of the Beauvoir Granite Neutron Log. Neutron Effect of Alterations and of the Granite Matrix. Granite Calibration. Total Water Porosity and Neutron Porosity

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Galle C.

2006-11-01

Full Text Available Cet article rend compte des travaux effectués sur la porosité du granite de Beauvoir (Sondage GPF 1 d'Echassières, Massif Central français. L'objectif de notre étude est de pouvoir obtenir des valeurs représentatives de la saturation en eau (porosité totale à l'eau n du granite de Beauvoir à partir des mesures de porosité neutron PorositéN (diagraphie neutron BRGM sans avoir recours aux mesures sur carottes. Notre démarche est expérimentale et nous avons tenté d'approfondir certains problèmes liés à l'utilisation de la diagraphie neutron dans une roche granitique. Deux facteurs principaux conditionnent la réponse neutron : la concentration en hydrogène de la formation (eau libre et eau de constitution de certains minéraux et la présence d'éléments absorbeurs à forte section de capture comme le gadolinium, le cadmium, le bore, . . . et dans le cas du granite de Beauvoir, le lithium. A partir des mesures de porosité totale à l'eau n sur carottes, des essais de pertes au feu sur poudre qui nous permettent de déterminer la porosité neutron liée à l'eau de constitution PorositéN(OH- et des analyses chimiques avec lesquelles nous évaluons la porosité neutron thermique PorositéN(ox (Programme SNUPAR, Schlumberger liée à la capture neutronique, nous reconstituons la porosité neutron totale PorositéNR du granite de Beauvoir. Pour 7 échantillons caractéristiques du granite de Beauvoir, nous réalisons grâce à ces résultats une nouvelle calibration du taux de comptage neutron initial corrigé du gradient thermique et de l'effet de trou. Grâce à cette opération, il est possible de déterminer, pour les échantillons traités, la porosité neutron du granite avec une calibration granite (PorositéNg et non calcaire (PorositéNc. La connaissance de l'effet neutron de la matrice nous permet enfin d'évaluer la teneur en eau du granite (porosité totale à l'eau et de comparer celle-ci avec la porosité mesurée sur

A new facility for rapid neutron activation analysis

International Nuclear Information System (INIS)

Zeisler, R.; Makarewicz, M.; Grass, F.; Casta, J.

1996-01-01

Many research groups have undertaken efforts on the utilization of short-lived nuclides in a broad spectrum of neutron activation analysis (NAA) applications. The advantages of these approaches are obvious because the information on the sample can be extracted more rapidly. In addition to its other advantages, NAA can become extremely competitive in price and analysis time. Nevertheless, NAA with short-lived nuclides has not gained broad popularity, perhaps because of some difficulties in accuracy and the availability of suitable irradiation facilities. This report discusses the ASTRA reactor for neutron activation analysis capabilities

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)

Applications des techniques de diffusion de la lumière, des rayons X et des neutrons a l'étude des systèmes colloïdaux. Troisième partie : caractérisation des microémulsions et des composés solides. Étude de différents systèmes d'intérêt industriel Application of Light, X-Ray and Neutron Diffusion Techniques to the Study of Colloidal Systems. Part Three: Microemulsions, Solid Materials, Liquids and Miscellaneous Systems with Industrial Uses

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Espinat D.

2006-11-01

Full Text Available Cette troisième partie clôt une revue bibliographique concernant la caractérisation des systèmes colloïdaux par les techniques de diffusion (lumière, rayons X, neutrons (Rev. Inst. Franç. du Pétrole, Vol. 45, No 6, novembre-décembre 1990. Nous poursuivrons cette présentation en nous intéressant aux microémulsions. Après la présentation des informations que l'on peut obtenir sur les systèmes polymériques, les solutions micellaires ou les systèmes fractals, qui ont fait l'objet de multiples travaux, nous reviendrons sur les applications plus restreintes à des systèmes colloïdaux parfois moins bien définis et d'origine industrielle, telles les fractions lourdes des pétroles, les asphaltènes ou encore les additifs de lubrification. Les possibilités de la diffusion des rayons X et des neutrons à l'étude de matériaux solides seront présentées à travers la caractérisation des solides poreux et en particulier des catalyseurs. Nous terminerons cette présentation par les liquides purs ou les mélanges; les techniques de diffusion ont contribué fortement à la description des structures des phases liquides. This article is the second one (the first one was published in Revue de l'Institut Français du Pétrole No. 6, November-December 1990 concerning the application of techniques of light scattering, X rays and neutrons to the analysis of colloidal systems and more specifically to the theoretical description of the three methods. The aim of this second part is to make a nonexhaustive description of several fields of applications. A special effort is made to describe the potential of these methods for characterizing colloidal or divided systems encountered in a great many activities involving the petroleum industry. The first part of this article takes up polymer and colloidal solutions. Particular attention is paid to the importance of scattering techniques for characterizing polymers in solution and micellar solutions. A

Intermediate energy neutron fast chopper associated to the pile EL3; Spectrometre mecanique rapide pour neutrons intermediaires associe a la pile EL3

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Julien, J; Netter, F; Martin, R; Rouge, P [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires; Arditti, R; Chaffiotte, P [S.E.M. Hispano-Suisa (France)

1958-07-01

The apparatus is a fast chopper placed on a beam issued from the tank of the pile EL3. It is composed of a steel rotor with a rigid vertical axis and eight pairs of slits in the maximum cross-section plane (diameter 48 cm). The originality of the apparatus consists mainly in the driving system by oil turbine, whiclows a more reliable and versatile operation. The spectrometer is running regularly at 15000 r.p.m. In the conditions, the slits (precision of cutting: {+-} 5 microns) release neutron beams with time half-width equal to 1/4 micro-second. Therefore, with a 20 meter flight-path, the resolution power of the fast chopper is about 10 milli-microsecond/metre. All the safety devices are provided to ensure a steady running, without permanent control. The speed of rotation is stabilized to better than {+-} 1/1000 in all the rate range between 6 000 and 15 500 r.p.m. A lead device for moving in and out the sample allows to work with radioactive samples. The apparatus is connected to a hundred 1/4 microsecond channel time-of-flight selector. A thousand channel selector with magnetic memory (Argonne type) will be ready in a few months. (author)Fren. [French] L'appareil est un spectrometre mecanique rapide dispose sur un des faisceaux sortant de la cuve de la pile EL3. Il comprend un rotor d'acier a axe vertical rigide avec huit paires de fentes disposees dans le plan de section maximum (diametre 40 cm). L'originalite de l'appareil tient surtout dans le systeme d'entrainement par turbine a huile, qui assure une grande securite et une grande souplesse de fonctionnement. Le spectrometre tourne a 15000 tours/mn de fa n reguliere. Dans ces conditions, les fentes (executees a {+-} 5 microns pres liberent des faisceaux de neutrons avec une largeur a mi-hauteur en temps de 1/4 de microseconde. Avec une base de parcours de 20 m, le pouvoir de resolution du spectrometre mecanique est donc voisin de 10 millimicroseconde/metre. Tous les dispositifs de securite sont prevus pour

Contribution to the radio crystallographic study of the effect of neutrons on LiF monocrystals (1962); Contribution a l'etude radiocristallographique de l'effet des neutrons sur les monocristaux de LiF (1962)

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1962-07-01

We have studied the changes in the 200 and 400 reflections in LiF monocrystals irradiated by neutrons, for doses of between 10{sup 17} and 10{sup 18} n/cm{sup 2}. The reflections are distinctly dissymmetric and in the case of doses under 5.10{sup 17} appear to consist of a fine peak associated with a wide and diffuse base. These appear to exist organised groups of point defects which lead to perturbed zones whose number varies very little with the irradiation and which exist perhaps beforehand. (authors) [French] Nous avons etudie l'evolution des reflexions 200 et 400 de monocristaux de LiF irradie aux neutrons pour des doses variant de 10{sup 17} a 10{sup 18} n/cm{sup 2}. Les reflexions presentent une nette dissymetrie et pour des doses inferieures a 5.10{sup 17} semblent constituees d'un pic fin associe a une base large et diffuse. Il semble qu'il y ait des rassemblements organises de defauts ponctuels pour donner des zones perturbees dans le nombre varierait peu avec l'irradiation et lui serait peut-etre preexistant. (auteurs)

Status of computational and experimental correlations for Los Alamos fast-neutron critical assemblies; Correlation entre les calculs et les experiences sur les ensembles critiques a neutrons rapides de Los Alamos; Sostoyanie vychislitel'nykh i ehksperimental'nykh korrelyatsij dlya Los-Alamosskoj kriticheskoj sistemy na bystrykh nejtronakh; Conjuntos criticos de neutrones rapidos de Los Alamos; correlacion entre resultados calculados y experimentales

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Hansen, G E [Los Alamos Scientific Laboratory, University of California, Los Alamos, NM (United States)

1962-03-15

les reacteurs ainsi qu'a celle des methodes de calcul, permettent de connaitre de mieux en mieux les caracteristique s d'une classe d'ensembles critiques a neutrons rapides. Cette classe comprend maintenant des montages a {sup 233}U, en geometrie spherique, sans reflecteur ou avec un reflecteur constitue d'une couche epaisse d'uranium. L'auteur presente des correlations directes parmi les donnees experimentales , pour montrer qu'il existe a priori la possibilite de bonnes correlations avec les resultats des calculs. La sensibilite des spectres calcules et des dimensions critiques aux modeles de transport neutronique (approximations du transport et hypothese de linearite) et aux approximations arithmetiques (hypothese de la segmentation angulaire et representations multigroupes) est presentee pour divers ensembles critiques afin d'aider a etablir les details des calculs indispensables. La comparaison entre l'experience et les previsions porte sur les indices spectraux et les dimensions critiques, les durees de vie des neutrons et les rapports relatifs aux neutrons retardes. (author) [Spanish] La puesta en servicio de nuevos conjuntos criticos y el perfeccionamiento de los metodos de medicion exigen una revision periodica de la correlacion entre los resultados calculados y los experimentales. Dados los problemas particularmente delicados que plantea la medicion de indices espectrales absolutos y dada tambien la necesidad de comprobar los calculos mas alla de las simples dimensiones criticas, conviene hacer hincapie en las caracterizaciones de los espectros neutronicos. El continuo perfeccionamient o ds las mediciones de indices espectrales, unido a la creciente precision de los datos microscopicos relativos a los materiales utilizados en los conjuntos criticos y en los detectores asi como la de los metodos de calculo contribuyen a un mejor conocimiento de las caracteristicas de un grupo de conjuntos criticos de neutrones rapidos. Este grupo compiende actualmente los

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1959-07-01

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

The Scattering of Slow Neutrons from Hydrogen and Ethylene; Diffusion des neutrons lents par l'hydrogene et par l'ethylene; O rasseyanii medlennykh nejtronov vodorodom i ehtilenom; Dispersion de neutrones lentos por hidrogeno y etileno

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Bally, D; Tarina, V; Todireanu, S [Institute of Atomic Physics, Bucharest (Romania)

1963-01-15

The angular distribution of 1.61 A wavelength neutrons scattered from hydrogen and ethylene has been measured. For ethylene the pressure was varied from 15 to 60 atm and for hydrogen from 60 to 110 atm. The investigated angular range was between 5''o and 90{sup o}. The experimental results obtained have been compared with the differential cross-section calculated using the Krieger-Nelkin formulae. (author) [French] Les auteurs ont mesure la distribution angulaire des neutrons ayant une longueur d'onde de 1,61 A diffuses par de l'hydrogene et par l'ethylene. Ils ont fait varier la pression de l'ethylene de 15 a 60 atm et celle de l'hydrogene de 60 a 110 atm. Le domaine angulaire etudie etait compris entre 5{sup o} et 90{sup o}. Les resultats des experiences ont ete compares aux sections efficaces differentielles calculees au moyen des formules de Krieger-Nelkin. (author) [Spanish] Los autores han medido la distribucion angular de neutrones de longitud de onda igual a 1,61 A, despersados por hidrogeno y etileno. En el caso del etileno, la presion vario de 15 a 60 atm y en el del higrogeno, de 60 a 110 atm. Los autores han explorado angulos comprendidos entre 5{sup o} y 90{sup o}. comparan los resultados experimentales obtenidos con el valor de la seccion eficaz diferencial calculado con ayuda de las formulas de Kriger-Nelkin. (author)

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

Calculation of the Inelastic Scattering of Neutrons from Polyethylene and Water; Calcul de la diffusion inelastique des neutrons par le polyethylene et l'eau; Raschet neuprugogo rasseyaniya nejtronov poliehtilenom i vodoj; Calculo de la dispersion inelastica de neutrones por polietileno y agua

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Goldman, D T; Federighi, F D [Knolls Atomic Power Laboratory, General Electric Company, Schenectady, NY (United States)

1963-01-15

A model for the calculation of the scattering of thermal neutrons from chemical system was proposed by Nelkin. This model considered the actual dynamics of the scattering system as composed of a set of oscillatory motions, each describable by a Hamiltonian which commuted with each of the others. It was then possible to express the differential scattering cross-section in closed form. This model has been used to calculate the scattering of neutrons by water. Some care must be taken in performing the numerical integration over angle and energy. The scattering model has been extended to the calculation of neutron scattering from polyethylene C{sub n}H{sub 2n}. Analogous levels of polyethylene can be noted at 0.089 eV, 0.182 eV, 0.354 eV, and 0.533 eV. The differential and total cross-sections have been calculated for the scattering and the latter has been seen to be in reasonable agreement with experiment at room temperature. Scattering kernels have been calculated for a number of temperatures and where possible the results have been compared with experiment. In addition, neutron flux spectra and diffusion lengths have been calculated using the equations of reactor physics. Comparison of these Results with experimental data indicates that such integral measurements are indicative of at least the gross features of the scattering system and should be analysed in conduction with the detailed differential cross-section results. (author) [French] Nelkin a propose un modele pour calculer la diffusion de neutrons thermiques dans des systemes chimiques. Dans ce mod and le on considere que la dynamique reelle du systeme de diffusion se compose d'un ensemble de mouvements oscillatoires, chaque mouvement pouvant 6tre decrit par un hamiltonien commutant avec chacun des autres. Il est alors possible d'exprimer la section efficace differentielle de diffusion sous une forme fermee. Les auteurs ont employe ce modele pour calculer la diffusion des neutrons par l'eau. Il faut prendre

Rapid Cooling of the Neutron Star in Cassiopeia A Triggered by Neutron Superfluidity in Dense Matter

International Nuclear Information System (INIS)

Page, Dany; Prakash, Madappa; Lattimer, James M.; Steiner, Andrew W.

2011-01-01

We propose that the observed cooling of the neutron star in Cassiopeia A is due to enhanced neutrino emission from the recent onset of the breaking and formation of neutron Cooper pairs in the 3 P 2 channel. We find that the critical temperature for this superfluid transition is ≅0.5x10 9 K. The observed rapidity of the cooling implies that protons were already in a superconducting state with a larger critical temperature. This is the first direct evidence that superfluidity and superconductivity occur at supranuclear densities within neutron stars. Our prediction that this cooling will continue for several decades at the present rate can be tested by continuous monitoring of this neutron star.

Moderation of Neutrons Emitted by a Pulsed Source and Neutron Spectrometry Based on Slowing-Down Time; Ralentissement des Neutrons Emis par une Source Pulsee et Leur Spectrometrie en Fonction du Temps de Ralentissement; Zamedlenie nejtronov, ispuskaemykh impul'snym istochnikom, i spektrometriya nejtronov po vremeni zamedleniya; Moderacion de Neutrones Emitidos por una Pitente Pulsada y Espectrometria Neutronica Basada en el Tiempo de Frenado

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Bergman, A. A.; Isakov, A. I.; Kazarnovskij, M. V.; Popov, Ju. P.; Shapiro, F. L. [Fizicheskij Institut Im. P.N. Lebedeva AN SSSR, Moskva, SSSR (Russian Federation)

1965-08-15

-sections. Measurements carried out on a large number of substances, including separated isotopes, have led to the discovery of hitherto unknown resonance levels with small neutron widths and have made it possible to determine for many nuclei the magnitude of the force function for the capture of neutrons with orbital angular momentum 1 = 1. (author) [French] A l'Institut de physique P. N. Lebedev de l'Academie des sciences de l'URSS, on a procede, au cours de ces six dernieres annees, a une serie de travaux visant a etudier le ralentissement non stationnaire des neutrons dans les milieux lourds, a elaborer une methode de spectro- metrie des neutrons en fonction du temps de ralentissement et a appliquer cette methode a l'etude de l'influence que l'energie exerce sur les sections efficaces des reactions nuceaires provoquees par des neutrons d'une energie de 30 keV ou moins. Les auteurs donnent un apercu de ces recherches et en analysent les resultats. Apres avoir examine brievement la theorie du ralentissement non stationnaire et de la thermalisation des neutrons, ils indiquent les donnees fournies par une etude experimentale du ralentissement des neutrons dans le graphite, le fer et le plomb et par l'etude de leur thermalisation dans le plomb. En utilisant une source de neutrons puisee et des detecteurs a resonance, ils ont mesure la distribution des temps de ralentissement pour une serie de valeurs determinees de l'energie finale des neutrons. Ils comparent les resultats obtenus a la theorie qui tient compte du mouvement thermique des atomes du ralentisseur, lequel provoque, dans le cas du plomb, une dispersion mesurable des temps de ralentissement pour des energies inferieures a 10 eV. Dans le domaine d'energies inferieures au seuil cadmium, on a mesure l'influence du temps de ralentissement sur la vitesse moyenne des neutrons dans le plomb; une comparaison a ete faite avec la theorie a plusieurs groupes. Les auteurs decrivent la methode employee pour determiner, selon le temps de

Patterns of Lethality and Absorbed Dose Distributions in Mice for Monoenergetic Neutrons; Letalite et Distribution de la Dose Absorbee chez la Souris pour des Neutrons Monoenergetiques; Letal'nost' i raspredelenie pogloshchennoj dozy pri obluchenii myshej monoehnergeticheskimi neitronami; Letalidad y Distribucion de las Dosis Absorbidas por el Raton para Neutrones Monoenergeticos

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Frigerio, N. A.; Jordan, D. L. [Argonne National Laboratory, Argonne, IL (United States)

1964-03-15

V {+-} 50 keV pour couvrir la region des resonances de N et de O. On a constate que la courbe de letalite est une fonction marquee de Tenergie des neutrons et une fonction egalement marquee mais independante de la distribution de la dose. Toutefois, quelles que soient la dose, l'energie et la distribution, tous les animaux qui ont survecu 5 j ont ensuite survecu au moins 144 j, puis sont morts sous les effets a long terme habituels. Cela donne a penser que les neutrons rapides monoenergetiques n ayant pas subi de contamination gamma ou epithermique produisent presque exclusivement la 'mort intestinale ' precoce. (author) [Spanish] La presencia de intensas resonancias para el C, el N y el O, en el intervalo de 100 a 1500keV, ha permitido estudiar las interacciones especificas neutron-nuclido, que se manifiestan por variaciones de la letalidad, maximos de la EBR, etc. Mediante protones resueltos de 62 {mu}A, procedentes de un acelerador de van de Graaf, de 1882 keV a 2738 keV, se obtuvieron neutrones monoenergeticos por intermedio de la reaccion {sup 7}Li(p, n){sup 7}Be. Los autores expusieron al efecto de los neutrones monoenergeticos a hembras de raton virgenes, CF-1, en capsulas de celuloide, a distancias de 3,1 a 11,3 cm de la fuente, bajo angulos de 0 a 1 radian. Durante la exposicion bilateral, los animales giraban simultaneamente en orbitas circulares o elipticas normales al eje del haz. De esta manera se podia regular la distribucion de la dosis en el cuerpo del animal. Los autores midieron el flujo absoluto con contadores de fision de {sup 235}U y por receuento absoluto mediante alambres y laminas de oro activados, revestidos de Gd. Determinaron las dosis absorbidas con microcamaras de ionizacion y con un dosimetro de FeSO{sub 4}-NH{sub 4}SCN de alta sensibilidad, preparado especialmente para este fin. Para la medicion de las dosis relativas, usaron contadores gaseosos de Hurst para protones de retroceso y centelleadores de {sup 10}B, {sup 6}Li y de protones de

A Double Slow Neutron Spectrometer; Spectrometre double pour neutrons lents; Dvojnoj spektrometr medlennykh nejtronov; Espectrometro doble para neutrones lentos

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Bondarenko, I I; Liforov, V G; Nikolaev, M N; Orlov, V V; Parfenov, V A; Semenov, V A; Smirnov, V I; Turchin, V F [Fehi, Moscow, SSSR (Russian Federation)

1963-01-15

The neutron spectrometer described in the paper is intended for measurements of the angular and energy distribution of monochromatic slow neutrons, inelasticaily scattered by liquid and solid bodies. Experiments of this type permit detailed information to be obtained concerning the dynamics of the atoms in various aggregate states of a substance. The spectromeeter is based on the time-of-flight method. The pulse source of neutrons is the IBR (1) reactor. A mechanical interrupter, rotating synchronously with the disc of the IBR and having a prescribed phase shift, serves as the monochromator. A special phasing system ensures a phasee stability better than 0.5{sup o}. The neutrons scattered by the sample are recorded by a scintillation detector set at a given angle to the neutron beam. The resolving power of the spectrometer is - 15 {mu}s/m. The paper gives a detailed description of the construction of the spectroscope and its characteristics. (author) [French] Le spectrometre neutronique decrit dans le memoire est destine a mesurer la distribution en energie, la distribution angulaire et la diffusion inelastique des neutrons lents monochromatiques dans des liquides et des solides. Les experiences de ce genre permettent d'obtenir des renseignements detailles sur la dynamique des atomes dans de divers etats de la matiere. Le spectrometre est fonde sur la mesure du temps de vol. Comme source puisee de neutrons on a utilise le reacteur IBR-1. Le systeme monochromateur etait constitue par un interrupteur mecanique en rotation synchronisee avec celle du disque du reacteur IBR, avec un dephasage determine. Un dispositif special de dephasage assure la stabilite de la phase a 0,5{sup o} pres. La diffusion des neutrons par l'echantillon est enregistree a l'aide d'un detecteur a scintillations dispose sous un angle determine par rapport au faisceau de neutrons. Le pouvoir de resolution du spectrometre est d'environ 15 {mu}s/m. Les auteurs decrivent en detail la construction du

Relative Biological Effectiveness of 14-MeV Fast Neutrons to Co{sup 60} Gamma-Rays in Einkorn Wheat; Efficacite Biologique Relative des Neutrons Rapides de 14 MeV par Rapport aux Rayons Gamma de {sup 60}Co sur l'Engrain; Otnositel'naya biologicheskaya ehffektivnost' bystrykh nejtronov s ehnergiej 14 MeV i gamma-luchej CO{sup 60} pri ikh dejstvii na pshenitsu odnozernyanku; EBR de los Neutrones Rapidos de 14 MeV y de los Rayos Gamma del {sup 60}Co en el Trigo Escanda Menor

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Fujii, T. [National Institute of Genetics, Misima (Japan)

1964-05-15

somatic mutation. (author) [French] L' auteur a etudie l'EBR des neutrons de 14 MeV par rapport aux rayons gamma de {sup 60}Co en appliquant a l'engrain la methode des loci specifiques. Il a utilise pour cette etude des semences Fi resultant du croisement entre l'espece originale et un mutant chlorina (le mutant chlorina e ta it le produit d'une mutation recessive induite par les rayons X ; depuis le stade de plantule jusqu'a sa maturite, le m utant a conserve une couleur vert c la ir uniforme ainsi qu'un taux de survie et une fe rtilite relativement eleves). Les plantes Fi avaient une couleur verte et une croissance normales. Des semences dormantes de F{sub 1} ont e te irradiees avec 0,5 , 1,0 et 1,4 krad de neutrons rapides et avec 4,3 , 8,6 et 12,9 krad de rayons gamma. Sous l'effet des deux types de rayonnements, il s'est produit des mutations de vert normal dominant en chlorina, sous forme de bandes longitudinales. Sur les feuilles et les tiges des heterozygotes X{sub 1}. Environ 80% des semences ont germe dans le lot temoin ainsi que dans les deux lots ayant recu la plus faible dose de neutrons et de rayons gamma; les taux de germination ont diminue a mesure qu'augmentaient les doses de neutrons et de rayons gamma. En outre, on a observe un phenomene analogue au debut de lacroissance de la plantule, qui etait progressivement inhibee a mesure qu'augmentait la dose de rayonnement. Les resultats obtenus montrent que l'irradiation par les neutrons est environ 13 fois plus efficace que celle par les rayons gamma. Le taux de survie des semences non irradiees du lo t temoin a e te de 90% environ; 60 a 80% des plantules ont survecu aux doses de 0,5 et 1,0 krad de neutrons; toutes les plantilles irradiees par les rayons gamma ont survecu. En revanche, 4% seulement des plantules ont survecu a 1,4 krad de neutrons. L'auteur n 'a pas observe de mutations chez les plantes du lo t temoin; le nombre des plantes a talles rayees a augmente en meme temps que les doses des deux types

Fast neutron irradiation effects on diffusion processes in the aluminum-magnesium system; Effets de l'irradiation aux neutrons rapides sur les phenomenes lies a la diffusion dans le systeme aluminium-magnesium

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

1969-06-01

Examination of bulky diffusion couples Al (Mg) - Al and Mg (Al) - Mg handled in same thermal conditions (between 200 and 440 C) out of pile and under fast neutron irradiation show, in the latter case: 1 - An increase of the growth kinetics of {beta} phase which can be explained with KIDSON' s formula. 2 - An apparent increase of solubility caused by migration of a part of excess vacancies as complexes (vacancy - solute atom) to sinks (stacking faults, grain boundaries) or to sub-microscopical clusters. 3 - An enhancement of chemical diffusion at low temperature. At infinite dilution, chemical diffusion coefficient of Mg in Al can be expressed in normal conditions as: D = 1 exp(- 31000/RT {+-} 1200/RT cal/mole) cm{sup 2}.s{sup -1} and under irradiation as: D = 8.10{sup -3} exp(-24500/RT {+-} 1200/RT cal/mole) cm{sup 2}.s{sup -1}. Interpretation can be carried out by DIENES and Damask's theory. Excess defects (vacancies and interstitials generated in equal numbers by radiation) annihilate by migration to sinks and by direct recombination. Sinks density varies with temperature and irradiation time. The part of complexes (vacancy-solute atom) is important in the vacancies annealing kinetics. (author) [French] L'examen de couples de diffusion massifs Al (Mg) - Al et Mg (Al) - Mg traites dans les memes conditions thermiques (entre 200 et 440 C) hors pile et sous flux de neutrons rapides montre dans le dernier cas: 1 - Une acceleration de la cinetique de croissance de la phase {beta} a basse temperature dont on peut rendre compte a l'aide de la formule de KIDSON. 2 - Une augmentation apparente de la solubilite due a l'elimination d'une partie des lacunes en exces sous forme de complexes (lacune -solute) sur des pieges (dislocations, joints) ou sous forme d'amas sub-microscopiques. 3 - Une acceleration de la diffusion a basse temperature. A dilution infinie la diffusion (en cm{sup 2}/s) du Mg dans l'Al passe de: 1 exp(- 31000/RT {+-} 1200/RT cal/mole) a 8.10{sup -3} exp

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

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

1961-07-01

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

Pathogenesis of Intrapulmonary Haemorrhage in Dogs Exposed to Pulsed Fission-Spectrum Neutrons; Pathogenese de l'Hemorragie Intrapulmonaire chez des Chiens Exposes a des Neutrons de Fission Pulses; Patogenez vnutrilegochnykh krovoizliyanij u sobak pri obluchenii impul'snymi nejtronami spektra deleniya; Patogenesis de la Hemorragia Intrapulmonar en Perros Expuestos a Neutrones de Fision Pulsados

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Jones, R. K.; Engel, R. E.; Godden, W. R. [Kirtland AFB, New Mexico (United States)

1964-05-15

marrow megakaryocytes was found to be inversely proportional to the severity of intrapulmonary haemorrhage. (author) [French] Des comparaisons precedemment effectuees dans le laboratoire des auteurs entre les modifications tissulaires observees chez des chiens exposes a des rayons X de 250 kV-crete et a des neutrons de fission puises ont montre que, dans les deux cas, les reactions etaient en general semblables. Cependant, les poumons des animaux exposes aux neutrons de fission ont ete beaucoup plus souvent le siege d'hemorragies peribronchiales et peri vasculaires. On a essaye de determiner la pathogenese de cette lesion en exposant cinq bigles a une dose de 400 rad (DMA) de neutronsrapides emanant d'un reacteur du type GODIVA et en sacrifiant successivement les animaux a intervalles reguliers. Cinq jours apres l 'exposition, on a pu discerner un ensemble d'alterations pathologiques constituees par de petites hemorragies pulmonaires sporadiques a la peripherie. Leur nombre a augmente progressivement vers le neuvieme jour. Les modifications les plus frappantes sont survenues au bout de 13 j sous forme de grandes hemorragies perivasculaires autour des ramuscules des arteres pulmonaires, depuis le hile jusqu' a la suriace de la plevre. Les premieres modifications histologiques observees dans les poumons sont survenues le cinquieme jour, sour forme de foyers nettement demarques de congestion alveolaire,- de gonflement des cellules capillaires endotheliales et d'extravasion alveolaire legere des globules rouges. Ces alterations se sont generalisees au bout de neuf jours et on.a pu observer en outre des foyers d'extravasion peribronchiale du sang autour des deux bronches primaires. On a constate, chez les animaux autopsies le treizieme jour apres l ' exposition, une grosse hemorragie-peri vasculaire autour des grandes et des petites arteres pulmonaires. Le sang se trouvait dans le tissu conjonctif externe et dans les vaisseaux lymphatiques periarteriels. Les vaisseaux

Structure of simple liquids; Structure des liquides simples

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

1969-07-01

The results obtained by application to argon and sodium of the two important methods of studying the structure of liquids: scattering of X-rays and neutrons, are presented on one hand. On the other hand the principal models employed for reconstituting the structure of simple liquids are exposed: mathematical models, lattice models and their derived models, experimental models. (author) [French] On presente d'une part les resultats obtenus par application a l'argon et au sodium des deux principales methodes d'etude de la structure des liquides: la diffusion des rayons X et la diffusion des neutrons; d'autre part, les principaux modeles employes pour reconstituer la structure des liquides simples sont exposes: modeles mathematiques, modeles des reseaux et modeles derives, modeles experimentaux. (auteur)

Biological Effects of Thermal Neutrons and the B{sup 10}(n, {alpha}) Li{sup 7} reaction; Effets Biologiques des Neutrons Thermiques et la Reaction {sup 10}B(n, {alpha}){sup 7}Li; Biologicheskoe dejstvie teplovykh nejtronov i reaktsiya B{sup 10}(n, {alpha}) Li{sup 7}; Efectos Biologicos de los Neutrones Termicos y la Reaccion {sup 10}B(n, {alpha}){sup 7}Li

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Archambeau, J. O.; Alcober, V.; Calvo, W. G.; Brenneis, H. [Medical Research Center, Brookhaven National Laboratory, Upton, NY (United States)

1964-05-15

into eight applications over 12 days does not reduce the severity of the reaction as it does with gamma-irradiation. This effect is attributed primarily to the alpha-particle irradiation from the thermal-neutron capture of boron-10. (author) [French] En exposant des animaux aux neutrons thermiques du Reacteur de recherches medicales, on constate dans les tissus des effets qui sont dus aux rayons gamma et aux rayonnements corpusculaires emis lors de la capture des neutrons thermiques par des elements du tissu et des matieres de protection, ainsi qu'aux rayons gamma et aux neutrons rapides provenant du processus de fission dans le coeur du reacteur. L' e ffe t globa l de l ' irradiation par les neutrons thermiques est fonction du nombre de neutrons incidents par centimetre carre et par unite de temps. Comme le flux de neutrons thermique decroit rapidement dans le tissue (couche de demi-attenuation Approximately-Equal-To 8 cm), il faut que les doses incidentes a la suriace soient elev ees pour obtenir une dose profonde suffisante. C 'est pourquoi les reactions des poumons, des intestins, de la moelle osseuse et des muqueuses sont essentiellement attribuees aux rayons gamma provenant de la capture de neutrons thermiques dans les couches superficielles du tissu. En exposant la tete d' un chien a un flux de 1.4 x 10{sup 14}/cm{sup 2}, on constate une chute de poils, un erytheme et une desquamation humide, ces symptomes etant accompagnes d'une deficience hematologique. Cependant, la restauration de la moelle osseuse et la guerison de la peau s' operent dans l'espace de 25 a 30 j. Chez les animaux exposes a un flux de 5 x 10{sup 13} n/cm{sup 2}, 30 min apres une injection intraveineuse de 35 mg de {sup 10}B/kg de matiere vivante, on observe une epidermite qui tend a se necroser, des oedemes de la peau du crane et une conjonctivite. Le cerveau est le siege d'hemorragies et de stagnations dans les vaisseaux capillaires, accompagnees de lesions au niveau des neutrons et

Neutrons detection by scintillation; Detection de neutrons par scintillations

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

1955-01-15

The absence of charge of neutrons and their elevated penetration power make difficult their detection. Techniques vary otherwise with the energy of the particle. The author proposes the realization of a scintillation detector with a big volume of liquid scintillator and containing boron for the detection of slowing-down neutrons in the domain of intermediate energies from 1 to 10{sup 5} eV about. (M.B.) [French] L'absence de charge du neutron et son pouvoir de penetration eleve rendent difficile sa detection. Les techniques par ailleurs varient avec l'energie de cette particule. L'auteur propose la realisation d'un detecteur a scintillations comprenant un grand volume de scintillateur liquide et contenant du bore pour la detection des neutrons en ralentissement dans le domaine des energies intermediaires de 1 a 10{sup 5} eV environ. (M.B.)

The neutronic method for measuring soil moisture; La methode neutronique de mesure de l'humidite des sols

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

1967-07-01

The three group diffusion theory being chosen as the most adequate method for determining the response of the neutron soil moisture probe, a mathematical model is worked out using a numerical calculation programme with Fortran IV coding. This model is fitted to the experimental conditions by determining the effect of different parameters of measuring device: channel, fast neutron source, detector, as also the soil behaviour under neutron irradiation: absorbers, chemical binding of elements. The adequacy of the model is tested by fitting a line through the image points corresponding to the couples of experimental and theoretical values, for seven media having different chemical composition: sand, alumina, line stone, dolomite, kaolin, sandy loam, calcareous clay. The model chosen gives a good expression of the dry density influence and allows {alpha}, {beta}, {gamma} and {delta} constants to be calculated for a definite soil according to the following relation which gives the count rate of the soil moisture probe: N = ({alpha} {rho}{sub s} +{beta}) H{sub v} +{gamma} {rho}{sub s} + {delta}. (author) [French] La theorie a trois groupes etant choisie comme le moyen le plus adequat pour determiner la reponse de l'humidimetre, une mise en forme d'un modele mathematique est effectuee grace a un programme de calcul numerique ecrit en code Fortran IV. Cette representation est adaptee a l'experience par l'etude de l'influence de parametres du systeme de mesure: tubage, source, detecteur, et du comportement du sol vis-a-vis des neutrons: presence d'absorbeurs, liaison chimique des elements. La validite du modele est testee par ajustement d'une droite aux points images des couples de valeurs experimentales et theoriques, ceci pour sept milieux distincts definis par leur composition chimique: sable, alumine, calcaire, dolomie, kaolin, limon sableux, argile calcaire. Le modele prevoit, bien l'influence de la densite seche et permet de calculer pour un sol donne les constantes

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

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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)

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

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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)

The Rapid Disaster Evaluation System (RaDES): A Plan to Improve Global Disaster Response by Privatizing the Assessment Component.

Science.gov (United States)

Iserson, Kenneth V

2017-09-01

Emergency medicine personnel frequently respond to major disasters. They expect to have an effective and efficient management system to elegantly allocate available resources. Despite claims to the contrary, experience demonstrates this rarely occurs. This article describes privatizing disaster assessment using a single-purposed, accountable, and well-trained organization. The goal is to achieve elegant disaster assessment, rather than repeatedly exhorting existing groups to do it. The Rapid Disaster Evaluation System (RaDES) would quickly and efficiently assess a postdisaster population's needs. It would use an accountable nongovernmental agency's teams with maximal training, mobility, and flexibility. Designed to augment the Inter-Agency Standing Committee's 2015 Emergency Response Preparedness Plan, RaDES would provide the initial information needed to avoid haphazard and overlapping disaster responses. Rapidly deployed teams would gather information from multiple sources and continually communicate those findings to their base, which would then disseminate them to disaster coordinators in a concise, coherent, and transparent way. The RaDES concept represents an elegant, minimally bureaucratic, and effective rapid response to major disasters. However, its implementation faces logistical, funding, and political obstacles. Developing and maintaining RaDES would require significant funding and political commitment to coordinate the numerous agencies that claim to be performing the same tasks. Although simulations can demonstrate efficacy and deficiencies, only field tests will demonstrate RaDES' power to improve interagency coordination and decrease the cost of major disaster response. At the least, the RaDES concept should serve as a model for discussing how to practicably improve our current chaotic disaster responses. Copyright © 2016 Elsevier Inc. All rights reserved.

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

Neutron-Phonon Interaction Studies in Copper, Zinc and Magnesium Single Crystals; Etude des interactions neutron-phonon dans des monocristaux de cuivre, de zinc et de magnesium; Izuchenie vzaimodejstviya nejtronov i fononov v monokristallakh medi, ninki i magniya; Estudio de las interacciones neutron-fonon en monocristales de cobre, cinc y magnesio

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Maliszewski, E.; Sosnowski, J.; Blinowski, K.; Kozubowski, J.; Padlo, L.; Sledziewska, D. [Institute of Nuclear Research, Warsaw (Poland)

1963-01-15

The phonon dispersion relations in copper single crystals has been studied by means of a triple-axis crystal neutron spectrometer. In the [100] direction the transversal branch, not reported in the papers of Cabie and Jacrot, has been found. This branch fits well to the recent data of sound velocity; however, it differs partly from the X-ray results of Jacobsen. For the longitudinal branch in the [100] direction the dispersion curve obtained by Cribier and Jacrot is lying well above the Jacobsen's curve, and the experimental points reported in the present paper support the results of Cribier and Jacrot. The phonon dispersion relations in zinc and magnesium single crystals has been studied using the cold neutron method and by means of a triple-axis crystal neutron spectrometer as well. The scattering surfaces in the [1010] plane were traced, the AT and AL branches found and the phonon dispersion relations in the [001] and [010] directions obtained. The results have been compared with those obtained by Johnson with X-rays. In the [001] direction the present results fit well lo Johnson's foe the AL branch. In the [010] direction for the AT branch a large discrepancy has been found between Johnson's and the present results. Some explanation of this discrepancy is given. Similar measurements in the same directions in magnesium single crystals are under way and will be reported. (author) [French] Les auteurs ont etudie les relations de dispersion des phonons dans des monocristaux de cuivre, au moyen d'un spectrometre neutronique a cristal triaxe. Ils ont trouve, dans la direction [100] , la branche transversale que n'ont pas signalee Cribier et Jacrot dans leurs travaux. Cette branche s'adapce bien aux donnees recentes relatives a la vitesse du son, mais elle differe partiellement de celles qui ont ete obtenues par Jacobsen pour les rayons X . En ce qui concerne la branche longitudinale dans la direction [100] , la courbe de dispersion obtenue par Cribier et Jacrot se

Neutrons detection by scintillation; Detection de neutrons par scintillations

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

1955-01-15

The absence of charge of neutrons and their elevated penetration power make difficult their detection. Techniques vary otherwise with the energy of the particle. The author proposes the realization of a scintillation detector with a big volume of liquid scintillator and containing boron for the detection of slowing-down neutrons in the domain of intermediate energies from 1 to 10{sup 5} eV about. (M.B.) [French] L'absence de charge du neutron et son pouvoir de penetration eleve rendent difficile sa detection. Les techniques par ailleurs varient avec l'energie de cette particule. L'auteur propose la realisation d'un detecteur a scintillations comprenant un grand volume de scintillateur liquide et contenant du bore pour la detection des neutrons en ralentissement dans le domaine des energies intermediaires de 1 a 10{sup 5} eV environ. (M.B.)

Measurement of resonance parameters of cross-sections affecting fast-neutron propagation in various media; Mesure des parametres de resonance de sections efficaces lies a la propagation des neutrons dans differents milieux; Izmerenie parametrov rezonansnoj struktury sechenij, vliyayushchikh na rasprostranenie bystrykh nejtronov v sredakh; Medicion de los parametros de resonancia de las secciones eficaces que afectan a la propagacion de los neutrones rapidos en distintos medios

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Nikolaev, M N; Filippov, V V; Bondarenko, I I [Academy of Sciences, Moscow, Union of Soviet Socialist Republics (Russian Federation)

1962-03-15

In compiling a system of multi-group constants for fast- and intermediate-reactor calculations, it is frequently necessary to account for the self-shielding effect associated with the resonance structure of the cross-sections. The energy region in which the resonance structure has a considerable influence on neutron propagation in the material extends up to several decades of kilo-electron- volts for heavy nuclei and to several mega-electron-volts for intermediate nuclei. To compute resonance effects in calculating group parameters, it is essential to know not only the average interaction cross-sections between neutrons and materials, but also values such as (1/{Sigma}{sub t}), (1/{Sigma}{sub t}{sup 2}), etc. - the brackets signify averaging over the energy group. Present information about resonance parameters for fast neutrons is not sufficient to calculate these values with the necessary precision. In this connection it is interesting to take direct measurements of the values (1/{Sigma}{sub t}), (1/{Sigma}{sub t}{sup 2}) and other analogous characteristics. The paper describes the results obtained from measurements of a number of parameters such as ({Sigma}{sub t}), ({Sigma}{sub t}{sup 2}), (1/{Sigma}{sub t}), (1/{Sigma}{sub t}{sup 2}), (1/{Sigma}{sub t}{sup 3}), etc. which characterize the cross-section structure of a number of intermediate nuclei within the range from 300 keV to 3 MeV. These values were arrived at by an analysis of transmission curves obtained by good geometry for transmissions up to {approx}10{sup -2}. The data show that resonance effects exercise a strong influence on the diffusion characteristics of the material. (author) [French] Lorsqu'on etablit un systeme de constantes multi-groupes pour les calculs de reacteurs a neutrons rapides et intermediaires, il est souvent necessaire de tenir compte de l'effet d'auto-protectio n lie a la structure de resonance des sections efficaces. Le domaine d'energie dans lequel la structure de resonance a

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

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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

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

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

1953-12-15

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

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

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Haefele, W. [Kernforschungszentrum, Karlsruhe (Germany)

1962-03-15

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

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

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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

Thermal Neutron Spectral and Spatial Distributions in Light-Water-Moderated Uranium Lattices; Distributions Spectrale et Spatiale des Neutrons Thermiques dans des Reseaux a Uranium et a Eau Leger; Spektral'noe i prostranstvennoe raspredelenie teplovykh nejtronov v uranovykh reshetkakh s vodnym zamedlitelem; Distribuciones Espectral y Espacial de los Neutrones Termicos en los Reticulados de Uranio Moderados por Agua Ligera

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Hardy, J.; Volpe, J. J.; Klein, D.; Schmidt, E.; Gelbard, E. [Bettis Atomic Power Laboratory, Pittsburgh, PA (United States)

1964-02-15

distorted by cadmium poison. Calculations with each kernel were done, for this experiment, in a 12-energy group, P{sub 3} approximation. The slowing-down source shape was obtained by means of an eigenvalue calculation of the spatial modal shapes, decaying exponentially in lethargy, which are sustained by the system, supplemented by measured epicadmium activation shapes. Between the poisoned and unpoisoned cases, calculated relative activation rates predicted by the two kernels differed by as much as 10%. Comparisons of the experimental results with calculations using the Radkowsky kernel and the Nelkin kernel were made. Results strongly favour the harder spectrum predicted by the Nelkin kernel. (author) [French] Les auteurs passent en revue certaines experiences sur le comportement des neutrons thermiques dans les reseaux a uranium et a eau legere. Les experiences sont de deux types principaux: mesures de l'utilisation thermique et mesures par activation de la distribution spatiale des neutrons thermiques dans un milieu aqueux uniformement empoisonne. Ces experiences ont ete concues pour verifier la validite des modeles theoriques actuels en separant les effets spectraux des effets spatiaux a l'interieur d'un reacteur. On a procede a des comparaisons avec des modeles theoriques impliquant differentes approximations touchant la theorie du transport et le noyau de diffusion des neutrons thermiques. La premiere serie d'experiences a consiste en mesures par activation des facteurs de desavantage pour le flux thermique dans differentes cellules du reseau de l'assemblage TRX, qui est un reacteur a uranium faiblement enrichi et a eau legere et dont les barreaux de combustible cylindriques sont disposes en un faisceau hexagonal. Les auteurs ont compare les mesures de l'utilisation thermique avec les resultats de calculs faits par une methode de Monte-Carlo. Ils ont fait usage du noyau de Radkowsky et du noyau de Nelkin. Le noyau de Radkowsky est une approximation de premier ordre

Application des techniques de diffusion de la lumière des rayons X et des neutrons à l'étude des systèmes colloïdaux. Première partie : Présentation théorique des trois techniques Application of Light, X-Ray and Neutron Diffusion Techniques to the Study of Colloidal Systems. Part One : Theoretical Description of Three Techniques

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Espinat D.

2006-11-01

Full Text Available Les techniques de diffusion, des rayons X, des neutrons et de la lumière, jouent un rôle très important pour la compréhension des milieux colloïdaux. Peu d'articles de la littérature s'attachent à présenter conjointement les trois méthodes. Nous avons, dans la première partie de cet article, détaillé les principes théoriques en insistent tout particulièrement sur les spécificités de chacune. Après les rappels concernant la diffusion par les systèmes dilués, nous nous sommes intéressés aux systèmes concentrés pour lesquels les entités diffusantes sont en interaction. Les milieux dispersés montrent souvent une certaine polydispersité que l'on cherche à mesurer; les techniques de diffusion permettent cette mesure. Nous terminerons cette revue par une description des appareillages utilisés. La deuxième partie de cet article concernera une large illustration des possibilités de ces méthodes d'analyse à l'étude des systèmes colloïdaux, sur la base de travaux effectués à I'IFP (Institut Français du Pétrole ou dans de nombreux laboratoires de recherche extérieurs. This article aims to describe X-ray, neutron and light scattering techniques with emphasis on their specific nature and their scope of application. Indeed, whereas light diffusion has been used for a long time in research laboratories, in particular for characterizing polymers in solution, small angle X-ray scattering has been the subject of renewed interest in recent years. Neutron scattering, which is obviously more difficultly accessible, has proven to be extremely useful for studying various systems for which light and X-ray scattering remain relatively powerless. Whereas there is an abundant literature concerning various applications of the three methods, it should be noted that only a few articles have attempted to describe all three techniques at the same time. In this article we have tried to make up for this lack, and as such it was

Frequency Spectrum of Liquids and Cold Neutron Scattering; Spectre de frequences des liquides et diffusion de neutrons froids; Chastotnyj spektr zhidkostej i rasseyanie kholodnykh nejtronov; Espectro de frecuencias de los liquidos y dispersion de neutrones frios

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Singwi, K S; Sjolander, A; Rahman, A [Argonne National Laboratory, Argonne, IL (United States)

1963-01-15

An important question which arises in connection with slow neutron scattering by liquids is: does there exist a frequency spectrum tor liquids analogous to that in solids? The answer to this question is given by showing that the width function {gamma}(t) of the Gaussian space-time self-correlation function G{sub s}(r,t) can be expressed, by using the frequency spectrum of the velocity auto-correlation function, in a form which is formally identical with that of a harmonic solid. Thus a knowledge of the frequency spectrum of the velocity auto-correlation function should enable one to calculate slow neutron scattering by liquids as has been emphasized by Egelstaff and co-workers. Using a stochastic model of a liquid, the frequency spectrum f({omega}) of the velocity auto-correlation function is calculated for water at 300{sup o}K and for liquid lead at 620{sup o}K. In the case of water a maximum in f({omega}) corresponding to {Dirac_h} 75{sup o}K is predicted. For lead the maximum also occurs at nearly the same {omega}-value. There also occurs a minimum in f({omega})in both cases. Larsson and Dahlborg have observed a maximum in f({omega}) at the above predicted {omega}-value. A recent observation in liquid lead of Cotter et al. probably confirms our prediction too. (author) [French] Dans le domaine de la diffusion des neutrons lents par des liquides une question importante se pose: existe-t-il un spectre de frequences pour les liquides analogue au spectre pour les solides? On peut repondre d cette quesnon en montrant que la fonction de largeur {gamma}(t) de la fonction gaussienne spatio-temporelle d'auto-correlation G{sub s}(r,t) peut etre exprimee, en employant le spectre de frequences de la fonction d'auto-correlation des vitesses, sous uune forme qui presente le membe aspect formel que celle d'un solide harmonique. par consequent, la connaissance du spectre de frequences de la fonction d'auto-correlation des vitesses devrait permettre de calculer la diffusion des

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

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

1967-01-01

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

Other applications of neutron beams in material sciences; Autres utilisations des faisceaux de neutrons en science des materiaux

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Novion, C.H. de

1997-12-31

The various applications of neutron beams are reviewed. The different mechanisms involved in neutron interaction with matter are explained. We notice that generally neutron radiation effects are unfavorable but can be turned into efficient tools to add new structures or properties to materials, silicon doping is an example. The basis principles of neutron activation analysis and neutron radiography are described. (A.C.)

Methods of Particle Detection in Free Neutron Decay; Methode de detection des particules dans une desintegration de neutrons libres; Metod obnaruzheniya chastits pri raspade svobodnogo nejtrona; Metodo para la deteccion de particulas en la desintegracion de neutrones libres

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Novey, T B [Argonne National Laboratory, Lemont, IL (United States)

1960-06-15

A number of experimental studies have recently been completed by the Argonne Group on the decay of polarized neutrons in order to elucidate the structure of the weak nuclear interaction. These studies have taken the form of the measurement of the. angular distributions of electrons and protons with respect to the spin direction of the decaying free neutrons. The basic components of the apparatus which will be discussed are: 1. The one-meter iron-cobalt mirror which selects a beam of highly polarized neutrons and the methods for determination of the polarization. 2. The electron detector comprising a 10 cm diameter, 6 mm thick mosaic of anthracene crystals, and its light pipe system. 3. The proton detector, a 14-stage electron multiplier system, the first stage with a 15x15 cm opening, tapering in four stages to a standard 10-stage multiplier structure, and its entrance baffles for angular resolution. 4. The electronic system which selects pulses from the detectors having the proper time sequence, relative time-delay and pulse-height to allow indentification of a neutron decay. (author) [French] Le groupe Argonne a termine recemment des etudes experimentales sur la desintegration des neutrons polarises, en vue de mettre en lumiere le processus de l'interaction nucleaire faible. Ces etudes consistaient a mesurer les distributions angulaires d'electrons et de protons par rapport a la direction du spin des neutrons libres en voie de desintegration. Les principaux elements de l'appareillage qui sera decrit sont: 1. Le miroir de ferro-cobalt d'un metre, qui isole un faisceau de neutrons hautement polarises, ainsi que les methodes permettant de determiner la polarisation. 2. Le detecteur electronique qui comprend une mosaique de 10 cm de diametre et de 6 mm d'epaisseur en cristaux d'anthracene, et son systeme selectif. 3. Le detecteur de protons, un systeme multiplicateur electronique a 14 etages, le premier ayant une ouverture de 15x15 cm se retrecissant en 4 etages pour

Rapid response and wide range neutronic power measuring systems for fast pulsed reactors

International Nuclear Information System (INIS)

Sumita, Kenji; Iida, Toshiyuki; Wakayama, Naoaki.

1976-01-01

This paper summarizes our investigation on design principles of the rapid, stable and wide range neutronic power measuring system for fast pulsed reactors. The picoammeter, the logarithmic amplifier, the reactivity meter and the neutron current chamber are the items of investigation. In order to get a rapid response, the method of compensation for the stray capacitance of the feedback circuits and the capacitance of signal cables is applied to the picoammeter, the logarithmic amplifier and the reactivity meter with consideration for the stability margin of a whole detecting system. The response of an ionization current chamber and the method for compensating the ion component of the chamber output to get optimum responses high pass filters are investigated. Statistical fluctuations of the current chamber output are also considered in those works. The optimum thickness of the surrounding moderator of the neutron detector is also discussed from the viewpoint of the pulse shape deformation and the neutron sensitivity increase. The experimental results are reported, which were observed in the pulse operations of the one shot fast pulsed reactor ''YAYOI'' and the one shot TRIGA ''NSRR'' with the measuring systems using those principles. (auth.)

Delayed Neutrons and Photoneutrons from Fission Products; Neutrons Retardes et Photoneutrons Emis par des Produits de Fission; 0417 0410 041f 0410 0417 0414 042b 0412 0410 042e 0429 0418 0415 041d 0415 0419 0422 0420 041e 041d 042b 0418 0424 041e 0422 041e 041d 0415 0419 0422 0420 041e 041d 042b 041f 0420 041e 0414 0423 041a 0422 041e 0412 0414 0415 041b 0415 041d 0418 042f ; Neutrones Retardados y Fotoneutrones de los Productos de Fision

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Amiel, S. [Soreq Nuclear Research Centre, Atomic Energy Commission, Yavne (Israel)

1965-07-15

photoneutron emission after fission represents the composite decay of the corresponding gamma- ray-emifting nuclides in the mixture of fission product chains. The gross photoneutron decay curves from both D{sub 2}O and beryllium have been resolved into nine groups with half-lives ranging from a few seconds to {approx}13 d. Each of these groups represents a complex composite of nuclides. Derailed information on the constituents of these groups is important for reactors in which fission products fractionation may take place and affect relative group abundances. Such information exists only for the longer-lived fission products whose properties and yields are well known, and where experimental results are in agreement with calculated values based on fission mass and charge distributions and decay schemes. The characterization of individual nuclides in the more complex short-lived groups is indeed a formidable task, but this information is of considerable practical and theoretical importance, and warrants further extensive study. (author) [French] Neutrons retardes: La plupart des etudes sur les neutrons retardes emis par des produits de fission impliquent l'analyse du comportement cinetique des systemes qui subissent une reaction de fission en chaine, l'analyse de la desintegration totale des neutrons (se resolvant en six groupes avec des periodes d'environ 0,2, 0,5, 2, 6, 22 et 55 s) et cettaines mesures des spectres de neutrons - ayant une energie comprise entre 0,1 et 1.2 MeV, avec des pics dans la gamme de 0,2 a 0,5 MeV. Des separations rapides des halogenes produits par fission ont mis en evidence la presence de sept isotopes ({sup 87,88,89,90}Br et {sup 137,138,139}I) et le dosage des gaz rares a permis d'identifier Kr (1,5 s) et Rb (6 s), comme precurseurs de neutrons retardes. Environ 80% des rendements totaux en neutrons retardes doivent etre attribues aux precurseurs ainsi identifies. A la suite de recherches theoriques, quelques dizaines de ces nucleides ont ete

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

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Girardin, G.

2009-07-09

Among the systems selected by the GIF, the Gas-cooled Fast Reactor (GFR) is a highly innovative system with advanced fuel geometry and materials. It is in the context of the large, 2400 MWth reference GFR design that the present doctoral research has been conducted, the principal aim having been to develop and qualify the control assembly (CA) pattern and corresponding CA implementation scheme for this system. The work has been carried out in three successive and complementary phases: (1) validation of the neutronics tools, (2) the CA pattern development and related static analysis, and (3) dynamic core behavior studies for hypothetical CA driven transients. During the first phase of the thesis, the reference PROTEUS test lattice from these experiments has been analyzed with ERANOS-2.0 and its associated, adjusted nuclear data library ERALIB1. Additionally, benchmark calculations were performed with the Monte Carlo code MCNPX, allowing one to both check the deterministic results and to analyze the sensitivity to different modern data libraries. It has been found that, for the main reaction rate ratios, the new analysis of the GCFR-PROTEUS reference lattice generally yields good agreement - within 1{sigma} measurement uncertainty - with experimental values and with the Monte Carlo simulations. As shown by the analysis, the predictions were in somewhat better agreement in the case of the adjusted ERALIB1 library. The applicability of ERANOS-2.0/ERALIB1 as the reference neutronics tool for the GFR analysis could thus be demonstrated. Furthermore, neutronics aspects related to the novel features of the GFR, for which new experimental investigations are needed, were highlighted. In the second phase of the research, the CA pattern was developed for the GFR, based on iterative neutronics and thermal-hydraulics calculations, 2D and 3D neutronics models for the reactor core having first been set up using the reference ERANOS-2.0/ERALIB1 computational scheme. For the thermal

The spectrometer PERKEO III and the decay of free neutrons; Das Spektrometer PERKEO III und der Zerfall des freien Neutrons

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Maerkisch, B.M.

2006-10-18

The Standard Model of particle physics describes neutron decay with three parameters. In contrast to that, a multitude of observables are accessible experimentally. With precision measurements sensitive tests of the Standard Model are thus possible. The neutron decay spectrometer PERKEO III was designed and built as part of this work. It will replace its predecessor PERKEO II, which has reached its systematical and statistical limits. With the new instrument measurements with continuous and pulsed neutron beams become feasible. This either provides an increase in statistics of up to two orders of magnitude, or eliminates the two major instrument specific sources of systematical corrections. In our first measurement in winter 2006/2007, the available event rate will be used to determine weak magnetism from the electron asymmetry A. Previously, this value was not statistically accessible in neutron decay. Systematics are analyzed with the help of our measurement with PERKEO II. For this measurement PERKEO III will be installed at the neutron guide H113 at the Institute Laue-Langevin, Grenoble. The neutron beam from this guide is characterized and a model is given, which allows the rapid calculation of beam profiles and absolute event rates from such a beam. In preparation of a future neutron decay instrument the reflective properties of two non-magnetic neutron mirrors were measured. (orig.)

Theory of the Influence of Phonon-Phonon and Electron-Phonon Interactions on the Scattering of Neutrons by Crystals; Theorie de l'influence des interactions phonon-phonon et electron-phonon sur la diffusion des neutrons par des cristaux; Teoriya vliyaniya vzaimodejstvij fonon-fonon iehlvktron-fonon na rasseyanie nejtronov kristalla-; Teoria de la influencia de las interacciones fonon-fonon y electron-fonon en la dispersion de neutrones por cristales

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Kokkedee, J J.J. [Institute for Theoretical Physics of the University of Utrecht (Netherlands)

1963-01-15

interatomic or interionic distance in the crystal). Approximate calculations are performed to give some insight into the orders of magnitude of the effects under study. (author) [French] Comme le predit la theorie harmonique, le spectre de la diffusion inelastique coherente de neutrons par un monocristal non conducteur, pour un angle de diffusion donne, se compose d'une serie de pics de fonction delta, qui se superposent a un bruit de fond continu. Les pics correspondent a des phenomenes a un phonon, dans lesquels un phonon est absorbe ou emis par le neutron; le bruit de fond provient de phenomenes a plusieurs phonons. Lorsqu'il existe des forces anharmoniques (interaction phonon-phonon) les pics de fonction delta s'elargissent pour former des pics finis et leur frequence centrale est dephasee par rapport aux valeurs harmoniques. Dans le cas d'un metal il y a, en plus des interactions phonon-phonon, une interaction entre les phonons et les electrons de conduction, laquelle contribue a dephaser et elargir encore davantage les pics a un phonon. Continuant les travaux de Van Hove (qui avait considere le cas relativement simple d'un cristal non conducteur a l'etat fondamental, soit T = 0{sup o}K) l'auteut a etudie les deplacements et les largeurs des pics de diffusion resultant des interactions indiquees plus haut, a l'aide de la theorie de la perturbation a plusieurs particules, en ayant largement recours a la methode des diagrammes. Il admet, avant tout examen du probleme, que quelle que soit la force des interactions, la largeur de chaque pic est petite par rapport a la valeur de la frequence en son centres dans ces conditions seulement, on peut considerer que les pics sont bien definis par rapport au bruit de fond, si les calculs d'interaction sont pousses jusqu'aux ordres superieurs. On estime que cette hipothbse est realisee tant que les temperatures ne sont pas trop elevees et que les valeurs du vecteur d'onde des phonons ne sont pas trop considerables. La methode

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

Automation on computer of the partial area method in the analysis of resonances induced by 'S' neutrons 2. with an interference term and extension of the method to the treatment of multi resonances (1963); Automatisation sur ordinateur de la methode des aires partielles dans l'analyse des resonances induites par les neutrons ''S''. 2, avec terme d'interference et extension de la methode au traitement des multiresonances (1963)

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1963-07-01

This report deals with the numerical analysis on an I.B.M. 7090 computer of transmission resonances induced by 's' wave neutrons in time of flight experiments. The analysis method used is the partial area one. In this second part the interference term is taken into account. Modifications have been made in the programs and subroutines described in the first part, to determine the resonant transmissions from experimental raw data, and the relating partial areas. Also programs and subroutines are thoroughly described, which estimate the resonance parameters. The field of the partial area method has been extended to cover the case where several resonances have to be treated simultaneously, provided they do not interfere. (authors) [French] Le pretent rapport a pour objet l'analyse numerique sur ordinateur I.B.M. 7090 des resonances dues aux neutrons ''s'' dans les experiences de transmission par temps de vol, la methode d'analyse utilisee etant la methode dea aires partielles. Dans cette deuxieme partie il a ete tenu compte du terme d'interference. On y trouvera une description des amenagements apportes aux programmes et sous-programmes decrits dans la premiere partie pour determiner les transmissions interfero-resonnantes a partir des donnees experimentales brutes et les aires partielles afferentes. Sont egalement decrits les programmes et sous-programmes necessaires au calcul des parametres caracteristiques des resonances. Le domaine d'application de la methode a ete etendu au traitement simultane de plusieurs resonances groupees n'interferant pas entre elles. (auteurs)

MASURCA, a Fast-Neutron Critical Mock-Up: Operation and Uses; MASURCA. Maquette Critique a Neutrons Rapides. Description Fonctionnelle et Obiectifs; ''MAZURKA'' - kriticheskaya model' na bystrykh nejtronakh. funktsional'noe opisanie i tseli; Descripcion Funcional y Objetivos de la Maqueta Critica de Neutrones Rapidos 'MASURCA '

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Schmitt, A. P.; Storrer, F.; Vendryes, G. [Association CEA-EURATOM, Cadarache (France); Tavernier, G.; Van Dievoet, J. [Societe Belgo-Nucleaire, Bruxelles (Belgium)

1964-02-15

describes how the facility works. Reference is made to the possibility of simulating fast reactor oxide cores (by using ferrous oxide elements to introduce oxygen) and carbide cores (by using graphite elements). The paper also discusses the mixed loading technique which will have to be used in view of the amounts of plutonium available for such experiments during the present decade, and the techniques which will be used to determine the basic neutron parameters. The place of this critical mock-up in the general basic physics research of fast neutron reactor development is indicated: the experimental means involved include a Harmonie reactor source, to serve in developing measuring techniques and providing data for exponential experiments, and accelerators serving as static and dynamic neutron sources for subcritical experiments with fast neutrons. (author) [French] Dans le cadre de l'Association EURATOM-CEA, on construit actuellement au Centre d'etudes nucleaires de Cadarache une maquette critique a neutrons rapides appelee 'Masurca'. Cette machine d'une grande souplesse est essentiellement destinee a faire des etudes sur des assemblages critique, non ralentis, au plutonium, de grand volume ayant donc un spectre neutronique relativement mou. Les buts de ces etudes sont developpes dans le memoire. Pour mener a bien ces travaux, une machine de ce genre doit satisfaire a un certain nombre de conditions: essentiellement, elle doit associer a une grande souplesse d'utilisation une securite de fonctionnement quasi absolue. Ce probleme de securite a ete resolu par: 1. Une recherche de securite intrinseque, les elements de simulation du combustible permettant d'obtenir a) un coefficient de reactivite negatif du a la dilatation longitudinale cumulative de ces elements et b) un coefficient Doppler negatif; 2. L'utilisation d'un jeu de barres de controle de securite et de compensation. Ces barres peuvent se placer suivant un reseau carre de 30 cm de pas environ; 3. Uneenceinte etanche

Neutron Depolarization in Superconductors

Science.gov (United States)

Zhuchenko, N. K.

1995-04-01

The dependences of neutron depolarization on applied magnetic field are deduced along the magnetization hysteresis loop in terms of the Bean model of the critical state. The depolarization in uniaxial superconductors with the reversible magnetization, including uniaxial magnetic superconductors, is also considered. A strong depolarization is expected if the neutrons travel along the vortex lines. On calcule la dépendance en champ magnétique de la dépolarisation des neutrons le long du cycle d'hystérésis en termes du modèle critique de Bean. On considère aussi la dépolarisation dans les supraconducteurs uniaxiaux en fonction de l'aimantation réversible, y compris pour les supraconducteurs magnétiques. On attend une forte dépolarisation si les neutrons se propagent le long des vortex.

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)

The determination by irradiation with a pulsed neutron generator and delayed neutron counting of the amount of fissile material present in a sample; Determination de la quantite de matiere fissile presente dans un echantillon par irradiation au moyen d'une source pulsee de neutrons et comptage des neutrons retardes

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Beliard, L; Janot, P [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1967-07-01

A preliminary study was conducted to determine the amount of fissile material present in a sample. The method used consisted in irradiating the sample by means of a pulsed neutron generator and delayed neutron counting. Results show the validity of this method provided some experimental precautions are taken. Checking on the residual proportion of fissile material in leached hulls seems possible. (authors) [French] Ce rapport rend compte d'une etude preliminaire effectuee en vue de determiner la quantite de matiere fissile presente dans un echantillon. La methode utilisee consiste a irradier l'echantillon considere au moyen d'une source puisee de neutrons et a compter les neutrons retardes produits. Les resultats obtenus permettent de conclure a la validite de la methode moyennant certaines precautions. Un controle de la teneur residuelle en matiere fissile des gaines apres traitement semble possible. (auteurs)

Neutrons moderation theory; Theorie du ralentissement des neutrons

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Vigier, J P

1949-07-01

This report gives a summarized presentation of the theory of fast neutrons diffusion and moderation in a given environment as elaborated by M. Langevin, E. Fermi, R. Marshak and others. This statistical theory is based on three assumptions: there is no inelastic diffusion, the elastic diffusion has a spherical symmetry with respect to the center of gravity of the neutron-nucleus system (s-scattering), and the effects of chemical bonds and thermal agitation of nuclei are neglected. The first chapter analyzes the Boltzmann equation of moderation, its first approximate solution (age-velocity equation) and its domain of validity, the extension of the age-velocity theory (general solution) and the boundary conditions, the upper order approximation (spherical harmonics method and Laplace transformation), the asymptotic solutions, and the theory of spatial momenta. The second chapter analyzes the energy distribution of delayed neutrons (stationary and non-stationary cases). (J.S.)

Influence des défauts de la structure du verre sur la résistance mécanique des fibres optiques

Science.gov (United States)

Chmel, A.; Baptizmanski, V. V.; Kharshak, A. A.

1992-12-01

For silica (pure and doped) optical fibers prepared from preforms irradiated by thermal neutrons and Ar^+ ions, the measurements of lifetime under transverse stress were carried out. It is found that the neutron bombardment leads to decrease of the lifetime and the strength of fiber while the ion implantation results in increasing of these parameters. The influence of particle irradiation on the glass strength is explained by the generation of structural defects which were observed by the infrared an Raman spectroscopy methods. The direction of the change of mechanical properties of fibers is determined by the type of defects and their distribution in the cross-section of fiber. Des préformes de fibres optiques de silice ont été exposées à un bombardement par des faisceaux de neutrons thermiques et d'ions Ar^+ à énergie de 40 keV afin d'engendrer des défauts de la structure respectivement dans le volume ou dans la couche superficielle des échantillons. Les fibres obtenues des préformes irradiées et non irradiées ont été mises en charge de flexion. On a déterminé leur temps de rupture sous diverses contraintes de traction sur la surface extérieure de la fibre en flexion. On a observé une diminution du temps de rupture des fibres après le bombardement neutronique et une augmentation après l'implantation ionique. L'analyse de la nature des défauts en faisant appel à la spectroscopie infrarouge et Raman a fait ressortir que l'irradiation aux ions entraînait essentiellement des liaisons chimiques dans une fine couche superficielle de l'échantillon alors que l'irradiation aux neutrons occasionnait une déformation des zones du réseau silicique dans toute la section de la préforme et de la fibre. L'amélioration de la résistance mécanique s'explique par une augmentation de la mobilité des éléments structuraux de la matrice de verre par suite d'une rupture partielle des liaisons chimiques et sa diminution par l'apparition de concentrateurs

Effets des rayonnements de haute energie sur le cristallin de la souris

CERN Document Server

Di Paola, M; Bianchi, M; Bianchi, M no 1; Baarli, J no 1; Di Paola, M no 1

1973-01-01

L'opacification du cristallin après irradiation par des neutrons et d'autres rayonnements ionisants a été largement étudiée, vu l'importance de telles recherches en radioprotection et la possibilité offerte par ce système d'analyser les effets produits par de petites doses de rayonnement. Les neutrons de haute énergie sont d'un intéret particulier pour la radioprotection près des accélérateurs et dans l'espace, mais jusqu'à présent les études ont été limitées aux neutrons d'énergie inférieur à 14 MeV. L'opacification du cristallin chez la souris, après irradiation par des neutrons de 400 MeV produits par le Synchro-Cyclotron du CERN, a été étudiée. Le valeurs d'E.B.R. ont été déterminées par comparaison avec des rayons X de 250 kV. Une breve discussion des résultats obtenus est inclue dans la présentation.

Study by neutron diffusion of magnetic fluctuations in iron in the curie temperature region; Etude des fluctuations d'aimantation dans le fer au voisinage de la temperature de curie par diffusion des neutrons

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1958-12-15

Heinsenberg model and a simple band model; our values in good agreement with those calculated in the Heisenberg model and exclude the band model used. Finally, in chapter IV we recall the chief results obtained. (author) [French] La diffusion critique des neutrons dans le fer est due aux fluctuations d'aimantation qui existent dans les substances ferromagnetiques au voisinage de la temperature de Curie. Les fluctuations peuvent se decrire en termes de correlations; on definit une fonction de correlation: {gamma}{sub R{sub vector}} (t), {gamma}{sub R{sub vector}} (t) , valeur moyenne du produit scalaire d'un spin de reference et d'un spin situe a la distance (R) du premier et considere a l'instant t. Dans le chapitre I nous rappelons les generalites sur les sections efficaces de diffusion des neutrons; nous donnons un bref resume de la theorie de VAN HOVE qui a montre que la section efficace de diffusion magnetique des neutrons est la transformee de FOURIER de la fonction de correlation. Dans le chapitre II nous etudions la dependance spatiale de la fonction de correlation, supposee independante du temps. On peut alors la caracteriser par deux parametres K{sub 1} et r{sub 1} qui permettent de calculer respectivement la portee et l'intensite des correlations. Apres avoir expose le principe de la mesure de ces parametres, nous decrirons l'appareillage experimental. Les valeurs experimentales obtenues sont en bon accord avec celles calculees, l'accord est meilleur si on suppose que ce sont les deuxiemes et non les premiers voisins d'un atome de fer qui sont magnetiquement actifs, ainsi que l'a propose NEEL. Dans le chapitre III nous etudions l'evolution dans le temps de la fonction de correlation; cette evolution est caracterisee par un parametre {lambda} dependant de la temperature, qui intervient dans l'equation de diffusion, a laquelle obeissent les fluctuations d'aimantation {delta}M{sub vector}/{delta}t = {lambda} {nabla

Analysis and development of spatial hp-refinement methods for solving the neutron transport equation; Analyse et developpement de methodes de raffinement hp en espace pour l'equation de transport des neutrons

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Fournier, D.

2011-10-10

flux behaviour is very different depending on the energy, there is no reason to use the same spatial discretization. Such an approach implies to modify the initial estimators in order to take into account the coupling between groups. This study is done from a theoretical as well as from a numerical point of view. (author) [French] Pour la conception des coeurs de reacteurs de 4eme generation, une precision accrue est requise pour les calculs des differents parametres neutroniques. Les ressources memoire et le temps de calcul etant limites, une solution consiste a utiliser des methodes de raffinement de maillage afin de resoudre l'equation de transport des neutrons. Le flux neutronique, solution de cette equation, depend de l'energie, l'angle et l'espace. Les differentes variables sont discretisees de maniere successive. L'energie avec une approche multigroupe, considerant les differentes grandeurs constantes sur chaque groupe, l'angle par une methode de collocation, dite approximation SN. Apres discretisation energetique et angulaire, un systeme d'equations hyperboliques couplees ne dependant plus que de la variable d'espace doit etre resolu. Des elements finis discontinus sont alors utilises afin de permettre la mise en place de methodes de raffinement dite hp. La precision de la solution peut alors etre amelioree via un raffinement en espace (h-raffinement), consistant a subdiviser une cellule en sous-cellules, ou en ordre (p-raffinement) en augmentant l'ordre de la base de polynomes utilisee. Dans cette these, les proprietes de ces methodes sont analysees et montrent l'importance de la regularite de la solution dans le choix du type de raffinement. Ainsi deux estimateurs d'erreurs permettant de mener le raffinement ont ete utilises. Le premier, suppose des hypotheses de regularite tres fortes (solution analytique) alors que le second utilise seulement le fait que la solution est a variations bornees. La

Fast neutron dosimetry for radioprotection near large accelerators. Application to the proton synchrotron Saturne; Dosimetrie des neutrons rapides en vue de la radioprotection aupres des grands accelerateurs. Application au synchrotron a protons Saturne

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Tardy-Joubert, P

1963-07-01

Methods are described that are used for the measurement of a neutron flux, and of the corresponding energy flux and dose absorbed. The methods are checked experimentally by the use of neutron sources of known energy distribution. The conditions of use of a proportional counter for recoil protons are described. The experimental results obtained with the synchrotron SATURNE at Saclay are described. (author) [French] L'auteur presente les methodes utilisables pour la mesure d'un flux de neutrons, du flux d'energie et de la dose absorbee correspondants. Les methodes sont verifiees experimentalement au moyen de sources de neutrons de spectre connu. Les conditions d'emploi d'un compteur proportionnel a protons de recul sont definies. Les resultats experimentaux obtenus aupres du synchrotron Saturne de Saclay sont presentes. (auteur)

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

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

1960-07-01

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

Localizing by autoradiography at -195 deg radioactive areas in rats exposed to a high flux of thermal neutrons, importance of phosphorus 32 in consecutive internal irradiation; Localisation par autoradiographie a -195 deg des zones radioactives chez le rat expose a un haut flux de neutrons thermiques, importance du phosphore 32 dans l'irradiation interne consecutive

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

1961-07-01

Rats weighing 25 g were exposed for 5 mn to a flux of 6.10{sup 12} thermal neutrons/cm{sup 2}/s. Anatomical autoradiography at -195 deg. C has enabled the radioactive organs to be easily localised, to follow in course of time the decrease of radioactivity, and from it to deduce the probable nature of the numerous emitters in question. In particular, the phosphorus 32 has thus appeared to be one of those responsible for internal irradiation, general, on the one hand, by activating cellular phosphorus, local, on the other, by activating bony phosphates. Owing to this, an accidental irradiation by neutrons might have consequences that are both somatic (elective irradiation of the bone marrow) and genetic (activation of nucleic acids). The gamma spectrometry has confirmed the nature of certain other emitters. (author) [French] Des rats de 25 g ont ete exposes pendant 5 mn a un flux de 6.10{sup 12} neutrons thermiques/cm{sup 2}/s. L'autoradiographie anatomique a -195 deg. C a permis de localiser facilement les organes radioactifs, de suivre dans le temps la decroissance de la radioactivite, et d'en deduire la nature probable des nombreux emetteurs en cause. En particulier, le phosphore 32 est ainsi apparu comme l'un des responsables de l'irradiation interne, d'une part generale par activation du phosphore cellulaire, d'autre part locale par activation des phosphates osseux. Une irradiations accidentelle par neutrons aurait, de ce fait, des consequences a la fois somatiques (irradiation elective de la moelle osseuse) et genetiques (activation des acides nucleiques). La spectrometrie gamma a confirme la nature de certains autres emetteurs. (auteur)

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)

Développer le leadership dans des villes de l'Amérique latine et des ...

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

Développer le leadership dans des villes de l'Amérique latine et des Caraïbes dans le contexte des changements climatiques. En raison des changements climatiques, de la croissance démographique et de l'urbanisation rapide non planifiée, les villes des pays en développement sont à la fois le principal déclencheur des ...

Study of radioactive nuclides of very short half-life produced by fast neutrons; Etude de corps radioactifs a vie tres breve produits par neutrons rapides

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

1965-07-01

Several radionuclides, already known, with half-lives ranging from 5 10{sup -5} to 1 second were observed by pulsed irradiations of C - Mg - Al - Y - In - Tl - Pb - Bi with 14.3 MeV neutrons. These radionuclides are: {sup 12}B (20 {+-} 0.4 ms) - {sup 24m}Na (20 {+-} 0.6 ms) - {sup 88m1}Y (0.332 {+-} 0.012 ms) - {sup 88m2}Y (14.6 {+-} 0.4 ms) - {sup 114m}In (43.5 {+-} 2 ms) - {sup 202m}Tl (0.570 {+-} 0.010 ms) - {sup 204m}Tl (0.063 {+-} 0.002 ms) - {sup 205m}Pb (5.5 {+-}0.3 ms) - {sup 206m}Pb (0.126 {+-} 0.006 ms) - {sup 207m}Pb (830 {+-} 30 ms) - {sup 208m}Bi (2.56 {+-} 0.1 ms). Their half-life, the {beta} and {gamma} rays energies and the production cross sections were measured. (author) [French] Plusieurs radionucleides deja connus, de periode comprise entre 5 10{sup -5} et 1 seconde ont ete observes par irradiation pulsee avec des neutrons de 14,3 MeV, des elements suivants: C - Mg - Al - Y - In - Tl - Pb - Bi. Ces radionucleides sont: {sup 12}B (20 {+-} 0.4 ms) - {sup 24m}Na (20 {+-} 0.6 ms) - {sup 88m1}Y (0.332 {+-} 0.012 ms) - {sup 88m2}Y (14.6 {+-} 0.4 ms) - {sup 114m}In (43.5 {+-} 2 ms) - {sup 202m}Tl (0.570 {+-} 0.010 ms) - {sup 204m}Tl (0.063 {+-} 0.002 ms) - {sup 205m}Pb (5.5 {+-}0.3 ms) - {sup 206m}Pb (0.126 {+-} 0.006 ms) - {sup 207m}Pb (830 {+-} 30 ms) - {sup 208m}Bi (2.56 {+-} 0.1 ms). Leur periode, l'energie des rayonnements {beta} et {gamma} emis, et la section efficace de production ont ete mesurees. (auteur)

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.

Study of the {rho}-bar, {beta}-bar and {lambda} parameters of a light-water reactor; Etude des parametres {rho}-bar, {beta}-bar et {lambda} d'une pile a eau legere

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1965-09-01

The kinetic and perturbation equations are derived from the time-dependent transport equation. Kinetic equations depend only on the ratios a = {rho}-bar/{beta}-bar and b = {beta}-bar/{lambda}, which are definite, while the reactivity {rho}-bar, the delayed neutron fraction ({beta}-bar and the generation time {lambda} are expressed in terms of an arbitrary function I. The 'static' definitions of these parameters, which reduce kinetic problems to a set of purely term dependent equations, introduce the effective fraction {beta}-bar. One way of determining experimentally the ratio b is presented; it consists in analysing the power transient after a rapid variation of the reactivity, caused by the implosion of an empty glass-bull. A simple interpretation is proposed. The apparatus can be transformed easily into a reactimeter. The value of the effective delayed neutron fraction {beta}-bar has been determined by averaging the reactivity effects of a copper sheet through out the reactor core. Experimental results: b = {beta}-bar/{lambda} = 129 s{sup -1} and {beta}-bar 795.10{sup -5}, have been determined on a light-water moderated, enriched-uranium fuelled reactor. The calculated values of the effectiveness of delayed neutrons {gamma} {beta}-bar/{beta} 1.23 and the generation time {lambda} 59.10{sup -6}s agrees fairly well with the experimental results. (author) [French] Les equations de la cinetique et de la perturbation sont deduites de la theorie du transport, par l'intermediaire de la 'notion' d'importance des neutrons. La cinetique ne depend que des rapports a = {rho}-bar/{beta}-bar et b = {beta}-bar/{lambda}, qui sont parfaitement definis; par contre, la reactivite {rho}-bar, la proportion de neutrons retardes {beta}-bar et le temps de generation des neutrons prompts {lambda} s'expriment a l'aide d'une meme fonction arbitraire I. Les definitions 'statiques' de ces parametres, qui permettent de rendre compte de la cinetique par des equations dependant purement du

Precision mass measurements for studies of nucleosynthesis via the rapid neutron-capture process Penning-trap mass measurements of neutron-rich cadmium and caesium isotopes

CERN Document Server

AUTHOR|(CDS)2085660; Litvinov, Yuri A.; Kreim, Susanne

Although the theory for the rapid neutron-capture process (r-process) was developed more than 55 years ago, the astrophysical site is still under a debate. Theoretical studies predict that the r-process path proceeds through very neutron-rich nuclei with very asymmetric proton- to-neutron ratios. Knowledge about the properties of neutron-rich isotopes found in similar regions of the nuclear chart and furthermore suitable for r-process studies is still little or even not existing. The basic nuclear properties such as binding energies, half-lives, neutron-induced or neutron-capture reaction cross-sections, play an important role in theoretical simulations and can vary or even drastically alternate results of these studies. Therefore, a considerable effort was put forward to access neutron-rich isotopes at radioactive ion-beam facilities like ISOLDE at CERN. The goal of this PhD thesis is to describe the experimental work done for the precision mass measurements of neutron-rich cadmium (129−131 Cd) and caesium...

In Vivo and Air Dosimetry of Fission-Spectrum Neutrons; Dosimetrie In Vivo et dans l'Air du Spectre des Neutrons de Fission; Dozimetriya v vozdukhe i dozimetriya In Vivo nejtronov spektra deleniya; Dosimetria In Vivo y en el Aire de Neutrones de un Espectro de Fision

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Mobley, T. S.; Engel, R. E.; Godden, W. R. [Kirtland Airforce Base, New Mexico (United States); Penikas, V. T. [AFIT, Wright-Patterson Air Force Base, Ohio, with Duty Station at University of Rochester, School of Medicine and Dentistry, Rochester, NY (United States)

1964-03-15

internal package varied with burst temperature rise, distance from the reactor, orientation of the foils with respect to the reactor, and the thickness and composition of the attenuating tissues. (author) [French] En vue d'evaluer la dose profonde du fait de l'exposition au spectre des neutrons de fission, les auteurs ont mis au point une methode de dosimetrie in vivo sur le mouton. On a utilise pour ces etudes un reacteur a flux puise semblable a l'appareil GODIVA II du Laboratoire scientifique de Los Alamos. En regime puise, le reacteur donne une impulsion d'une largeur de 50 {mu}s a la moitie du maximum d'amplitude pour une elevation de temperature du combustible d'environ 100 Degree-Sign C. Une insertion sous-cutanee contient une feuille d'or recouverte de cadmium, une feuille d'or nue et trois dosimetres en verre thermoluminescent places dans un etui de lithium et de plomb double de verre. On a place les insertions dans le tissu sous-cutane des deux cotes du corps pour detecter la dose totale de neutrons thermiques-gamma, les neutrons etant delivres sur les flancs. Des insertions abdominales sont preparees a peu pres de la meme facon que les insertions sous-cutanees; elles sont constituees d'une boule de bore contenant des feuilles a seuil de fission (Pu, Np, Ue) recouvertes de cadmium, d'un comprime de soufre et de trois dosimetres identiques a ceux des insertions sous-cutanees. On les a placees dans l'abdomen des sujets 18 h avant l'exposition, en les fixant au pilier anterieur du rumen. Les auteurs decrivent un procede de rumenotomie. On a determine la dose de neutrons au moyen de la feuille a seuil. On a utilise les feuilles d'or et les feuilles d'or recouvertes de cadmium pour determiner le flux integre de neutrons thermiques, le plutonium-239, le neptumum-237, l'uranium-238 et le soufre-32 pour determiner le flux integre de neutrons rapides, et les batonnets de verre radiophotoluminescents pour determiner la dose gamma. Les moutons ont subi des expositions

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1958-07-01

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

Simulation des fuites neutroniques a l'aide d'un modele B1 heterogene pour des reacteurs a neutrons rapides et a eau legere

Science.gov (United States)

Faure, Bastien

The neutronic calculation of a reactor's core is usually done in two steps. After solving the neutron transport equation over an elementary domain of the core, a set of parameters, namely macroscopic cross sections and potentially diffusion coefficients, are defined in order to perform a full core calculation. In the first step, the cell or assembly is calculated using the "fundamental mode theory", the pattern being inserted in an infinite lattice of periodic structures. This simple representation allows a precise modeling for the geometry and the energy variable and can be treated within transport theory with minimalist approximations. However, it supposes that the reactor's core can be treated as a periodic lattice of elementary domains, which is already a big hypothesis, and cannot, at first sight, take into account neutron leakage between two different zones and out of the core. The leakage models propose to correct the transport equation with an additional leakage term in order to represent this phenomenon. For historical reasons, numerical methods for solving the transport equation being limited by computer's features (processor speeds and memory sizes), the leakage term is, in most cases, modeled by a homogeneous and isotropic probability within a "homogeneous leakage model". Driven by technological innovation in the computer science field, "heterogeneous leakage models" have been developed and implemented in several neutron transport calculation codes. This work focuses on a study of some of those models, including the TIBERE model from the DRAGON-3 code developed at Ecole Polytechnique de Montreal, as well as the heterogeneous model from the APOLLO-3 code developed at Commissariat a l'Energie Atomique et aux energies alternatives. The research based on sodium cooled fast reactors and light water reactors has allowed us to demonstrate the interest of those models compared to a homogeneous leakage model. In particular, it has been shown that a heterogeneous

Use of the Neutron Die-Away Technique to Test Control Rod Effectiveness Theories; Emploi de la Methode d'Absorption des Neutrons pour Verifier les Theories sur l'Efficacite des Barres de Commande; Ispol'zovanie metoda spada potoka nejtronov dlya proverki teorij ehffektivnosti reguliruyushchikh sterzhnej; Aplicacion de la Tecnica de Extincion Neutronica a la Verificacion de las Teorias sobre la Eficacia de las Barras de Control

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Perez, R. B. [University of Florida, Gainesville, FL (United States); De Saussure, G.; Silver, E. G. [University of Florida, Gainesville, FL (United States); Oak Ridge National Laboratory, Oak Ridge, TN (United States)

1964-04-15

extremely accurate. The disagreement found for the thick rods is to be expected when diffusion theory is used to describe the effect of absorbers with cross-sectional dimensions comparable to the neutron mean free path in the moderator. Measurements with rods of intermediate sizes are being carried out to determine the point at which diffusion theory becomes inadequate. (author) [French] Le calcul de l'efficacite des barres de commande se trouve complique par le fait qu'elle depend a la fois de la repartition energetique des neutrons et de la geometrie de l'ensemble. La comparaison entre la theorie et les resultats experimentaux obtenus sur des reacteurs ou des systemes sous- critiques souleve des difficultes, en raison de la complexite intrinseque de ces systemes. La methode d'absorption des neutrons permet d'utiliser un modele a neutrons exclusivement thermiques, dans lequel on peut dissocier la repartition energetique des neutrons.des effets spatiaux. Il s'ensuit que l'on peut etudier ie facteur geometrique de l'efficacite de la barre de commande sans ten ir compte des details du spectre des neutrons, et comparer les resultats a un dispositif experimental simple non empoisonne. La methode est fondee sur le fait que, dans une experience d'absorption des neutrons du genre de celle que decrivent les autetits, le laplacien de l'ensemble est fonction de la constante de decroissance du mode fondamental. B{sup 2} = ({lambda} - {lambda}{sub a})/D {lambda}{sub a} = inverse de la periode des neutrons dans le moderateur (s{sup -1}) D = constante de diffusion (cm{sup 2}/s) Le milieu ralentisseur utilise pour ces experiences etait constitue par des prismes rectangulaires de. beryllium, de dimensions diverses, dont les plus petits etaient des blocs de 2,54 cm de haut et 7,3 de cote. Trois types de barres de cadmium ont ete utilises: des barres minces de 0,476 cm de diametre, une barre de section cruciforme, et des barres creuses et 'epaisses' ayant une section carree de 7,3 de ctfte

Statistical fluctuations of the number of neutrons in a pile; Fluctuations statistiques du nombre de neutrons dans une pile

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1958-07-01

The theory of the statistical fluctuations in a pile is extended to the space dependent case, and gives the fluctuations of the number of neutrons in a cell of the core or reflector of the pile. This number changes through elementary processes occurring at random, which are, capture, source, fission and scattering. Of all these processes, fission is the only one which changes more than one neutron at a time and so is responsible of the deviation of the fluctuations from a Poisson law. The importance of this deviation depends on the dimensions of the cell compared to the slowing down length. When the dimensions are small, the fluctuations close to a Poisson law. (author) [French] La theorie des fluctuations statistiques est etendue au cas local et donne les fluctuations du nombre de neutrons dans une cellule situee dans le coeur ou le reflecteur de la pile. Ce nombre evolue au cours du temps sous l'influence de phenomenes aleatoires qui sont la capture, la diffusion, les sources et les neutrons secondaires de fission. L'emission simultanee de plusieurs neutrons distingue ce phenomene des precedents qui n'affectent qu'un neutron individuellement. L'importance de ce phenomene sur la loi de fluctuation depend des dimensions de la cellule par rapport a la longueur de ralentissement. Quand ces dimensions sont petites, le caractere particulier de ce phenomene disparait. (auteur)

Rotor calculations for neutron spectroscopy; Calculs des rotors de spectrometres a neutrons

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1968-07-01

The determination of stress in a rotating disk plane of symmetry normal to the axis of rotation has been studied by a number of investigators. In a recent paper Reich gives an operating process for an analytical solution in an asymmetric rotating disk. In the report we give the calculation of finite difference stress solutions applicable to the two rotating disks. The equations are then programmed for the 360.75 computer by Fortran methods concerning the rotors of choppers. (author) [French] La determination des contraintes dans les disques symetriques, en rotation a ete etudiee par de nombreux auteurs. Dans un recent rapport, Reich donne une solution pour le calcul des disques asymetriques. Ce rapport concerne l'application du calcul des contraintes par differences finies aux deux types de rotors. Les equations ecrites en langage Fortran pour l'ordinateur 360.75 concerne les rotors de choppers. (auteur)

Study of the fluctuations in neutrons density in a homogeneous plutonium pile; Etude de la fluctuation de la population de neutrons sur une pile homogene au plutonium

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Clouet d' Orval, C; Deilgat, E; Labbe, J; Molbert, M; Tachon, J [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France).Centre d' Etudes Nucleaires

1962-07-01

The variations in neutron density in the centre of a reactor core are subjected to a statistical fluctuation phenomenon. Because of the correlations existing between the neutrons, their distribution does not follow Poisson's law. It diverges from it by a quantity depending on various parameter such as the lifetime and the effective fraction of the slowed-down neutrons. Experiments have been carried out designed to demonstrate this divergence and also, more particularly, the correlation between unaffected and slowed-down neutrons; these have been carried out with the help of the reactor 'Proserpine', a critical homogeneous plutonium assembly. (author) [French] L'evolution de la population neutronique au sein d'un milieu multiplicateur est soumise a un phenomene de fluctuations statistiques. En raison des correlations qui existent entre les neutrons, leur distribution ne suit pas une loi de Poisson. Elle s'en ecarte d'une quantite qui depend de divers parametres tels que le temps de vie, la proportion effective des neutrons retardes. Des experiences, destinees a mettre en evidence cet ecart, et plus particulierement les correlations entre neutrons prompts et neutrons retardes, ont ete realisees a l'aide de la pile 'Proserpine', experience critique homogene au plutonium. (auteur)

Study of portable particle accelerators used as neutron sources. Report 7-9. Characteristics of accelerators currently available on the market; Etude sur les accelerateurs de particules du type transportable utilises en tant que sources de neutrons. Rapport 7-9. Caracteristiques des accelerateurs actuellement sur le marche

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Godar, Serge [Communaute europeenne de l' energie atomique - Euratom, Brussels (Belgium)

1964-08-15

This report indicates characteristics of available accelerators adapted to neutron production. Indicated information are for example: brand and type, brief description, maximum high voltage, ion source, ion current, gas introduction system, titanium self-target, beam focusing system, target diameter, reaction used for neutron production, target cooling, generator use temperature, dimensions, weight, manufacturer address, and so on [French] L'ensemble de cette etude bibliographique est traitee dans une serie de huit rapports, chacun ayant trait a un aspect ou un domaine particulier. Ce rapport (No. 7-9) a pour but de donner des renseignements generaux aux chercheurs desirant acquerir un accelerateur de particules adapte a la production de neutrons. Les recherches concernant les caracteristiques des appareils actuellement sur le marche ont ete arretees a la date du 15 octobre 1963. Il n'est malheureusement pas possible de garantir toutes les caracteristiques fournies, etant donne les modifications continuelles apportees a ces generateurs.

Diffusion Parameters of BeO by the Pulsed Neutron Method; Calcul des Parametres de Diffusion de BeO par la Methode des Neutrons Pulses; Opredelenie diffuzionnykh parametrov BeO s pomoshch'yu metoda impul'snykh nejtronov; Determinacion de los Parametros de Difusion en el BeO por el Metodo de los Neutrones Pulsados

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Joshi, B. V.; Nargundkar, V. R.; Subbarao, K. [Atomic Energy Establishment Trombay, Bombay (India)

1965-08-15

The use of the pulsed neutron method for the precise determination of the diffusion parameters of moderators is described. The diffusion parameters of BeO have been obtained by this method. The neutron bursts were produced from a cascade accelerator by pulsing the ion source and using the Be (d, n) reaction. The detector was an enriched boron trifluoride proportional counter. It is shown that by a proper choice of the counter position arid length, and the source position, most of the space harmonics can be eliminated. Any constant background can be accounted for in the calculation of the decay constant. Very large bucklings were not used to avoid time harmonics. Any remaining harmonic content was rendered ineffective by the use of adequate time delay. The decay constant of the fundamental mode of the thermal neutron population was determined for several bucklings. Conditions to be satisfied for an accurate determination of the diffusion cooling constant C are discussed. The following values are obtained for BeO: {lambda}{sub 0} = absorption constant = 156.02 {+-} 4.37 s{sup -1} D = diffusion coefficient = (1.3334 {+-} 0.0128) x 10{sup 5} cm{sup 2}/s C = diffusion cooling constant = (-4.8758 {+-} 0.5846) x 10{sup 5} cm{sup 4}/s. The effect of neglecting the contribution of the B{sup 6} term on the determination of the diffusion parameters was estimated and is shown to be considerable. The reason for the longstanding discrepancy between the values of C obtained for the same moderator by different workers is attributed to this. (author) [French] Les auteurs decrivent l'emploi de la methode des neutrons puises pour la determination precise des parametres de diffusion des ralentisseurs. Ils ont calculi ceux de la glucine par cette methode. Des deuterons puises au moyen d'un accelerateur a cascade produisaient les bouffees de neutrons par la reaction Be (d, n). Le detecteur etait constitue par un compteur proportionnel au BF{sub 3} enrichi. En choisissant convenablement

Experiments on the thermalization of slow neutrons by liquid hydrogen (1962); Experience de thermalisation de neutrons lents par de l'hydrogene liquide (1962)

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Cribier, D; Jacrot, B; Lacaze, A; Roubeau, P [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires; Institut Fourier, 38 - Grenoble (France)

1962-07-01

In order to increase the flux of neutrons of long wave-length ({lambda} > 4 A) emerging from a channel in the EL-3, a liquid hydrogen device was introduced into a channel of the reactor (Channel H{sub 1}). The principle of the device is simple. A volume of liquid hydrogen is introduced as close as possible to the reactor core into a region of intense isotropic flux. This hydrogen slows down the slow neutrons; because of the very small mean free diffusion path of slow in hydrogen, this slowing down is considerable even in a small volume of liquid hydrogen, and the spectrum temperature of neutrons emerging from the volume of liquid hydrogen can therefore be shifted. The intensity gain for neutrons with a wave length {lambda}, is a G ({lambda}) function which, for perfect thermalization and ignoring capture, is expressed by: G ({lambda}) = 225 exp (- 45.3/{lambda}{sup 2}), assuming a temperature of 300 deg. K for the neutrons before cooling and is 20 deg. K after cooling. For a wave-length of 5 A, the theoretical maximum gain of thus about 37. (authors) [French] Dans le but d'accroitre le flux des neutrons de grande longueur d'onde ({lambda} > 4 A) sortant d'un canal de la pile EL-3, un dispositif a hydrogene liquide a ete introduit dans un canal de la pile (canal H{sub 1}). Le principe du dispositif est simple. Un volume d'hydrogene liquide est introduit le plus pres possible du coeur de ia pile dans une region de flux intense et isotrope. Les neutrons lents sont ralentis par cet hydrogene; a cause du tres faible libre parcours moyen de diffusion des neutrons lents dans l'hydrogene, ce ralentissement est important meme dans un faible volume d'hydrogene liquide et l'on peut ainsi deplacer la temperature du spectre des neutrons sortant du volume d'hydrogene liquide. Le gain en intensite des neutrons de longueur d'onde {lambda} est une fonction G ({lambda}) qui pour une thermalisation parfaite et en negligeant la capture, s'exprime par: G ({lambda}) = 225 exp (- 45

Application des techniques de diffusion de la lumière des rayons x et des neutrons à l'étude des systèmes colloïdaux. Deuxième partie : étude des différents systèmes : polymères en solution à l'état solide, solutions micellaires, systèmes fractals Application of Light, X-Ray and Neutron Diffusion Techniques to the Study of Colloidal Systems. Part Two: Research on Different Systems: Polymers in Solution in the Solid State, Micellar Solutions, Fractals Systems

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Espinat D.

2006-11-01

Full Text Available Cet article fait suite à la première partie (Revue Inst. Franç. du Pétrole, vol. 45, n°6, novembre-décembre 1990 concernant l'application des techniques de diffusion de la lumière, des rayons X et des neutrons à l'étude des systèmes colloïdaux et plus précisément à la présentation théorique des trois méthodes. L'objet de cette deuxième partie est la présentation non exhaustive de quelques domaines d'applications. Nous nous attacherons tout particulièrement à présenter les potentialités des méthodes pour la caractérisation de systèmes colloïdaux ou divisés rencontrés dans de nombreuses branches d'activité de l'industrie pétrolière. Nous aborderons dans une première partie les solutions polymériques et colloïdales. En particulier nous nous attarderons sur l'importance des techniques de diffusion pour la caractérisation des polymères en solution et des solutions micellaires. Nous verrons également quelles informations la diffusion centrale peut apporter sur la macrostructure des polymères cristallisés ou amorphes à l'état solide. De nombreux systèmes présentent une structure de type fractal ; après présentation de quelques exemples, nous montrerons que les méthodes de diffusion peuvent apporter certaines informations sur ces matériaux, notamment la dimension fractale. This article is the second one (the first one was published in Revue de l'Institut Français du Pétrole No. 6, NovemberDecember 1990 concerning the application of techniques of light scattering, X rays and neutrons to the analysis of colloidal systems and more specifically to the theoretical description of the three methods. The aim of this second part is to make a nonexhaustive description of several fields of applications. A special effort is made to describe the potential of these methods for characterizing colloidal or divided systems encountered in a great many activities involving the petroleum industry. The first part of this

Modernisation des marchés agroalimentaires - inclusion des petits ...

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

Les marchés agroalimentaires connaissent de rapides changements dans les pays en développement et les pays en transition. Sous l'influence de la libéralisation du commerce et des nouvelles technologies de transformation des aliments et de commerce de détail, les marchés agroalimentaires évoluent vers une plus ...

Fast measure proceeding of weak currents; Un procede de mesure rapide des courants faibles

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1953-07-01

The process of fast measure of the weak currents that we are going to describe briefly apply worthy of the provided currents by the sources to elevated value internal resistance, as it is the case for the ionization chamber, the photocells, mass spectroscopic tubes. The problem to measure weak currents is essentially a problem of amplifier and of input circuit. We intended to achieve a whole amplifier and input circuit with advanced performances, meaning that for a measured celerity we wanted to have an signal/noise ratio the most important as in the classic systems and for a same report signal/noise a more quickly done measure. (M.B.) [French] Le procede de mesure rapide des courants faibles que nous allons brievement decrire s'applique a la mesure des courants fournis par les sources a resistance interne de valeur elevee, comme c'est le cas pour les chambres d'ionisation, les photocellules, les tubes de spectrographe de masse. Le probleme de mesure de courants faibles est essentiellement un probleme d'amplificateur et de circuit d'entree. Nous nous sommes proposes de realiser un ensemble amplificateur et circuit d'entree a performances poussees, c'est a dire que pour une meme rapidite de mesure nous desirions avoir un rapport signal/bruit plus important que dans les systemes classiques et pour un meme rapport signal/bruit une mesure effectuee plus rapidement. (M.B.)

Développer le leadership dans des villes de l'Amérique latine et des ...

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

urbanisation rapide non planifiée, les villes des pays en développement sont à la fois le principal déclencheur des changements climatiques et le lieu approprié pour mettre en oeuvre des solutions. À l'heure actuelle, les villes de taille ...

Analysis of resonances due to 'S' neutrons in experiments on transmission by time-of-flight. 1. without the interference term; Analyse des resonances dues aux neutrons 'S' dans les experiences de transmission par temps de vol. 1. sans terme d'interference

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1961-07-01

Various methods of transmission resonance analysis for 's' wave neutrons in time of flight experiments are described in this report. Only the case when the interference term can be neglected is treated in this first part. Results are given relative to a more complete partial area method and also to a new method so-called the width at half depth method. (author) [French] Le present rapport est consacre a l'expose de differentes methodes d'analyse des resonances dues aux neutrons d'ondes 's' dans les experiences de transmission par temps de vol, cette premiere partie traitant uniquement le cas ou l'on peut negliger le terme d'interference. Y figurent en particulier sous forme de reseaux de courbes, les resultats relatifs a une methode des aires partielles amelioree et ceux relatifs a une nouvelle methode dite de la largeur a mi-profondeur. (auteur)

Study of the {rho}-bar, {beta}-bar and {lambda} parameters of a light-water reactor; Etude des parametres {rho}-bar, {beta}-bar et {lambda} d'une pile a eau legere

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1965-09-01

The kinetic and perturbation equations are derived from the time-dependent transport equation. Kinetic equations depend only on the ratios a = {rho}-bar/{beta}-bar and b = {beta}-bar/{lambda}, which are definite, while the reactivity {rho}-bar, the delayed neutron fraction ({beta}-bar and the generation time {lambda} are expressed in terms of an arbitrary function I. The 'static' definitions of these parameters, which reduce kinetic problems to a set of purely term dependent equations, introduce the effective fraction {beta}-bar. One way of determining experimentally the ratio b is presented; it consists in analysing the power transient after a rapid variation of the reactivity, caused by the implosion of an empty glass-bull. A simple interpretation is proposed. The apparatus can be transformed easily into a reactimeter. The value of the effective delayed neutron fraction {beta}-bar has been determined by averaging the reactivity effects of a copper sheet through out the reactor core. Experimental results: b = {beta}-bar/{lambda} = 129 s{sup -1} and {beta}-bar 795.10{sup -5}, have been determined on a light-water moderated, enriched-uranium fuelled reactor. The calculated values of the effectiveness of delayed neutrons {gamma} {beta}-bar/{beta} 1.23 and the generation time {lambda} 59.10{sup -6}s agrees fairly well with the experimental results. (author) [French] Les equations de la cinetique et de la perturbation sont deduites de la theorie du transport, par l'intermediaire de la 'notion' d'importance des neutrons. La cinetique ne depend que des rapports a = {rho}-bar/{beta}-bar et b = {beta}-bar/{lambda}, qui sont parfaitement definis; par contre, la reactivite {rho}-bar, la proportion de neutrons retardes {beta}-bar et le temps de generation des neutrons prompts {lambda} s'expriment a l'aide d'une meme fonction arbitraire I. Les definitions 'statiques' de ces parametres, qui permettent de rendre compte de la

Comparison of Clinical and Laboratory Responses in Sheep and Dogs following Whole-Body Exposures to 250-Kvp X-Rays and Fission-Spectrum Neutrons; Etude Comparee Clinique et en Laboratoire, des Reactions de Moutons et de Chiens a la Suite d'une Exposition du Corps Entier a des Rayons X de 250 Kv-Crete et a des Neutrons de Fission; Sravnenie klinicheskikh i laboratornykh dannykh o reaktsii ovets i sobak na obluchenie vsego tela rentgenovskimi luchami pri pikovom napryazhenii 250 Kv i nejtronami spektra deleniya; Estudio Comparado, Clinico y de Laboratorio, de las Reacciones de Ovejas y Perros Consecutivas a la Irradiacion del Cuerpo Entero con Rayos X de 250 KVp y Neutrones de Fision

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Quaife, M. A.; Boer, J. de; Jones, R. K.; Ichiki, A. T.; Godden, W. R.; Davis, H.; Engel, R. E. [Kirtland AFB, New Mexico (United States)

1964-05-15

fission puises, ainsi que 15 moutons et 14 chiens a une dose de 400 r (dose mediane dans l'a ir ) de rayons X de 250 kV-crete. Sept moutons et quatre chiens ont servi de temoins. On a fait des observations pendant les deux semaines qui ont precede les expositions, puis a intervalles frequents et reguliers apres l'irradiation. Chez les moutons, l'alteration clinique la plus constante a ete la perte complete de la laine 51 j apres l'exposition. La peau ainsi mise a nu etait d'une couleur rose semblable a celle que produit parfois chez les humains un leger rougissement. Il n'y a pas eu de chute de poils chez les chiens. Le nombre des polynucleaires neutrophiles, des lymphocytes et des plaquettes a baisse rapidement apres l 'irradiation chez les moutons et les chiens. Environ 24 j apres l 'exposition, on a note une restauration du nombre des globules blancs uniquement dans les groupes exposes aux neutrons. Le nombre des plaquettes a baisse dans la meme proportion chez les moutons et les chiens, mais un peu plus tot chez les chiens. Dans les deux cas, une restauration a ete constatee au cours de la troisieme semaine apres l'exposition aux neutrons, mais il n'en a pas ete de meme chez les animaux exposes aux rayons X. Neuf jours apres l 'exposition, le nombre des globules rouges avait sensiblement diminue chez les deux groupes de chiens; on n'a pas constate de diminution notable chez les moutons. On a determine le taux d'elimination du {sup 59}Fe dans le plasma des animaux d'experience, comme parametre de mesure de la fonction hematopoieetique. Les auteurs discutent l'influence sur le pronostic des modifications survenant dans ce parametre de l'hematopoieese. Les modifications pathologiques les plus significatives ont ete limitees aux poumons, ou on a constate une importante hemorragie perivasculaire autour des arteres. L'observation microscopique a revele que la zone d'hemorragie se trouvait dans les tissus conjonctifs adventices et les vaisseaux periarteriels. Au trentieme

Retention in Solid KIO{sub 3} Activated with Fast and Slow Neutrons; Retention dans KIO{sub 3} Solide Active par des Neutrons Rapides et des Neutrons Lents; 0423 0414 0415 0420 0416 0410 041d 0418 0415 0412 0422 0412 0415 0420 0414 041e 041c KIO{sub 3}, 0410 041a 0422 0418 0412 0418 0420 041e 0412 0410 041d 041d 041e 041c 0411 042b 0421 0422 0420 042b 041c 0418 0418 041c 0415 0414 041b 0415 041d 041d 042b 041c 0418 041d 0415 0418 0422 0420 041e 041d 0410 041c 0418 ; Retencion en KIO{sub 3} Solido Activado con Neutrones Rapidos y Lentos

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Aten, A.H.W. Jr.; Lindner-Groen, M.; Lindner, L. [Instituut voor Kernphysisch Onderzoek, Amsterdam (Netherlands)

1965-04-15

, dans ce modele simple, le recuit devrait etre fonction de l'etat (et du traitement prealable) du cristal, mais devrait se comporter de la meme facon pour differents isotopes. A l'appui de ces arguments, on peut citer une serie d'experiences pour lesquelles KIO{sub 3} solide a ete active au moyen de neutrons thermiques et de neutrons rapides. Avec des neutrons rapides, la retention de {sup 128}I a ete notablement plus elevee que celle de {sup 126}I, mais la retention de {sup 128}I obtenue a l'aide de neutrons thermiques est encore superieure a celle obtenue au moyen de neutrons rapides. Ces resultats montrent qu'independamment de la decroissance, l'energie de recul peut aussi etre un facteur dont depend la retention. Le recuit de {sup 128}I et celui de {sup 126}I (obtenus tous deux a l'aide de neutrons rapides) s'averent etre egalement differents. Lorsque les deux radioisotopes ont ete traites apres irradiation a des temperatures allant jusqu'a 100 Degree-Sign C, leur retention a augmente dans la meme proportion que l'activite totale, c'est-a-dire que la difference de retention est restee constante. Ainsi, la fraction de {sup 128}I reduite par le processus de recul qui est en exces par rapport a la fraction de {sup 126}I reduite est beaucoup moins influencee par le chauffage que ne l'est la fraction qui est reduite dans les deux radioisotopes a la fois. Il est evident qu'un comportement chimique aussi complique de l'atome chaud de recul ne peut etre explique que par un modele tres detaille. (author) [Spanish] La aplicacion de un modelo simple de reaccion de retroceso en un solido sugiere que la retencion primaria (sin recocido) deberia reflejar los efectos isotopicos (que dependerian probablemente de la forma en que el nucleo producido pierde su exceso de energia nuclear), y que esta cantidad deberia ser independiente del estado de la red cristalina. En cambio, la regeneracion por recocido en este modelo simple deberia depender del estado (y tratamiento previo) del

Numerical analysis of resonances induced by s wave neutrons in transmission time-of-flight experiments with a computer IBM 7094 II; Methodes d'analyse des resonances induites par les neutrons s dans les experiences de transmission par temps de vol et automatisation de ces methodes sur ordinateur IBM 7094 II

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1969-01-01

Numerical analysis of transmission resonances induced by s wave neutrons in time-of-flight experiments can be achieved in a fairly automatic way on an IBM 7094/II computer. The involved computations are carried out following a four step scheme: 1 - experimental raw data are processed to obtain the resonant transmissions, 2 - values of experimental quantities for each resonance are derived from the above transmissions, 3 - resonance parameters are determined using a least square method to solve the over determined system obtained by equalling theoretical functions to the correspondent experimental values. Four analysis methods are gathered in the same code, 4 - graphical control of the results is performed. (author) [French] L'automatisation, sur ordinateur IBM 7094/II, de l'analyse des resonances induites par les neutrons s dans les experiences de transmission par temps de vol a ete accomplie en la decomposant selon un schema articule en quatre phases: 1 - le traitement des donnees experimentales brutes pour obtenir les transmissions interfero-resonnantes, 2 - la determination des grandeurs d'analyse a partir des transmissions precedentes, 3 - l'analyse proprement dite des resonances dont les parametres sont obtenus par la resolution d'un systeme surabondant. Quatre methodes d'analyse sont groupees en un meme programme, 4 - la procedure de verification graphique. (auteur)

Etude des performances de solveurs deterministes sur un coeur rapide a caloporteur sodium

Science.gov (United States)

Bay, Charlotte

The reactors of next generation, in particular SFR model, represent a true challenge for current codes and solvers, used mainly for thermic cores. There is no guarantee that their competences could be straight adapted to fast neutron spectrum, or to major design differences. Thus it is necessary to assess the validity of solvers and their potential shortfall in the case of fast neutron reactors. As part of an internship with CEA (France), and at the instigation of EPM Nuclear Institute, this study concerns the following codes : DRAGON/DONJON, ERANOS, PARIS and APOLLO3. The precision assessment has been performed using Monte Carlo code TRIPOLI4. Only core calculation was of interest, namely numerical methods competences in precision and rapidity. Lattice code was not part of the study, that is to say nuclear data, self-shielding, or isotopic compositions. Nor was tackled burnup or time evolution effects. The study consists in two main steps : first evaluating the sensitivity of each solver to calculation parameters, and obtain its optimal calculation set ; then compare their competences in terms of precision and rapidity, by collecting usual quantities (effective multiplication factor, reaction rates map), but also more specific quantities which are crucial to the SFR design, namely control rod worth and sodium void effect. The calculation time is also a key factor. Whatever conclusion or recommendation that could be drawn from this study, they must first of all be applied within similar frameworks, that is to say small fast neutron cores with hexagonal geometry. Eventual adjustments for big cores will have to be demonstrated in developments of this study.

Precision mass measurements for studies of nucleosynthesis via the rapid neutron-capture process. Penning-trap mass measurements of neutron-rich cadmium and caesium isotopes

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Atanasov, Dinko

2016-07-06

Although the theory for the rapid neutron-capture process (r-process) was developed more than 55 years ago, the astrophysical site is still under a debate. Theoretical studies predict that the r-process path proceeds through very neutron-rich nuclei with very asymmetric proton-to-neutron ratios. Knowledge about the properties of neutron-rich isotopes found in similar regions of the nuclear chart and furthermore suitable for r-process studies is still little or even not existing. The basic nuclear properties such as binding energies, half-lives, neutron-induced or neutron-capture reaction cross-sections, play an important role in theoretical simulations and can vary or even drastically alternate results of these studies. Therefore, a considerable effort was put forward to access neutron-rich isotopes at radioactive ion-beam facilities like ISOLDE at CERN. The goal of this PhD thesis is to describe the experimental work done for the precision mass measurements of neutron-rich cadmium ({sup 129-131}Cd) and caesium ({sup 132,146-148}Cs) isotopes. Measurements were done at the on-line radioactive ion-beam facility ISOLDE by using the four-trap mass spectrometer ISOLTRAP. The cadmium isotopes are key nuclides for the synthesis of stable isotopes around the mass peak A = 130 in the Solar System abundance.

Study and production of polarized monochromatic thermal neutron beams; Etude et production de faisceaux monochromatiques polarises de neutrons lents

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1963-06-15

Results obtained with a recently built neutron spectrometer producing monochromatic polarized neutron beams,in the energy rang (10{sup -3} - 10) eV and using a series of artificial (Co: 92 per cent - Fe: 8 per cent) monocrystal as polarizers and analysers, are given. A high precision method for cutting monocrystals is explained. A description of the installation itself as well as some results obtained with Fe{sub 3}O{sub 4} crystals are also given. Experimental result pertaining to various magnetic guide and 'spin flip' system, as required in the handling of such polarized neutron beams, are also discussed. (author) [French] Nous donnons les resultats obtenus avec un spectrometre produisant des neutrons monochromatiques polarises d'energie comprise entre quelques milliemes d'electronvolts et quelques electronvotts qui utilise une serie de monocristaux artificiels de Co: 92 pour cent - Fe: 8 pour cent, comme polariseurs et analyseurs. Nous discutons egalement une methode de taille de monocristaux a tres haute precision. Le dispositif experimental ainsi que quelques resultats preliminaires obtenus avec des monocristaux de Fe{sub 3}O{sub 4} sont egalement donnes. Nous discutons egalement des resultats experimentaux obtenus avec differents systemes de guidage magnetique et de renversement du spin. (auteur)

Study and production of polarized monochromatic thermal neutron beams; Etude et production de faisceaux monochromatiques polarises de neutrons lents

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1963-06-15

Results obtained with a recently built neutron spectrometer producing monochromatic polarized neutron beams,in the energy rang (10{sup -3} - 10) eV and using a series of artificial (Co: 92 per cent - Fe: 8 per cent) monocrystal as polarizers and analysers, are given. A high precision method for cutting monocrystals is explained. A description of the installation itself as well as some results obtained with Fe{sub 3}O{sub 4} crystals are also given. Experimental result pertaining to various magnetic guide and 'spin flip' system, as required in the handling of such polarized neutron beams, are also discussed. (author) [French] Nous donnons les resultats obtenus avec un spectrometre produisant des neutrons monochromatiques polarises d'energie comprise entre quelques milliemes d'electronvolts et quelques electronvotts qui utilise une serie de monocristaux artificiels de Co: 92 pour cent - Fe: 8 pour cent, comme polariseurs et analyseurs. Nous discutons egalement une methode de taille de monocristaux a tres haute precision. Le dispositif experimental ainsi que quelques resultats preliminaires obtenus avec des monocristaux de Fe{sub 3}O{sub 4} sont egalement donnes. Nous discutons egalement des resultats experimentaux obtenus avec differents systemes de guidage magnetique et de renversement du spin. (auteur)

Experimental Study of the Process of Neutron Thermalization in Time in Aqueous Moderators; Etude Experimentale du Processus de Thermalisation des Neutrons en Fonction du Temps dans les Ralentisseurs Contenant de l'Eau; Ehksperimental'noe izuchenie protsessa termalizatsii nejtronov vo vremeni v vodorodosoderzhashchikh zamedlitelyakh; Estudio Experimental del Proceso de Termalizacion de Neutrones en Funcion del Tiempo en Moderadores Acuosos

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Ishmaev, S. N.; Mostovoj, V. I.; Sadikov, I. P.; Chernyshov, A. A. [Gosudarstvennyj Komitet po Ispol' zovaniju Atomnoj Ehnergii SSSR, Institut Atomnoj Ehnergii Im. I.V.Kurchatova, Moskva, SSSR (Russian Federation)

1965-08-15

}s. Les spectres ont ete determines au moyen d'un prisme de ZrH de grande dimension (B{sup 2} = 3,8 * 10{sup -2} cm{sup -2}) pour des temps de ralentissement superieurs a 30 {mu}s; pour ces valeurs du temps, l'energie moyenne des neutrons est inferieure a 0,13 eV et l'echange d'energie entre le gaz neutronique et le milieu s'opere essentiellement du fait de l'apparition d'oscillations acoustiques dans le reseau; en outre, le processus de thermalisation suit un rythme relativement lent et le temps necessaire pour obtenir un spectre de neutrons a l'etat d'equilibre est de l'ordre de 400 {mu}s. Dans un assemblage a ZrH de petite dimension (B{sup 2} Asymptotically-Equal-To 20 * 10{sup -2} cm{sup -2}) on constate un puissant effet de refroidissement par diffusion. Les spectres mesures pour des temps de ralentissement prolonges different sensiblement de la distribution maxwellienne a la temperature ambiante. Le temps requis pour obtenir une distribution equilibree de l'energie augmente avec la reduction des dimensions dy systeme. Les auteurs presentent les spectres energetiques des neutrons dans l'eau (B{sup 2} = 2,56 * 10{sup -2} cm{sup -2}) pour des temps de ralentissement superieurs a 13 {mu}s ou les deformations provoquees aux depens du pouvoir de resolution sont insignifiantes. La forme du spectre ne concorde entierement avec la distribution maxwellienne a la temperature ambiante qu'apres un delai d'environ 100 {mu}s apres la bouffee de neutrons rapides. Dans l'experience, le temps necessaire a la formation d'un spectre de neutrons a l'etat d'equilibre etait de trois a quatre fois superieur a celui qu'indiquent les calculs effectues par differents auteurs. Les causes possibles de ces divergences font l'objet d'un examen critique. (author) [Spanish] Con ayuda del metodo descrito en otra memoria presentada a este Simposio, los autores han medido en funcion del tiempo de moderacion los espectros neutronicos no estacionarios en hidruro de circonio y en agua a temperatura

Possibility of a crossed-beam experiment involving slow-neutron capture by unstable nuclei - ``rapid-process tron''

Science.gov (United States)

Yamazaki, T.; Katayama, I.; Uwamino, Y.

1993-02-01

The possibility of a crossed beam facility of slow neutrons capturing unstable nuclei is examined in connection with the Japanese Hadron Project. With a pulsed proton beam of 50 Hz repetition and with a 100 μA average beam current, one obtains a spallation neutron source of 2.4 × 10 8 thermal neutrons/cm 3/spill over a 60 cm length with a 3 ms average duration time by using a D 2O moderator. By confining radioactive nuclei of 10 9 ions in a beam circulation ring of 0.3 MHz revolution frequency, so that nuclei pass through the neutron source, one obtains a collision luminosity of 3.9 × 10 24/cm 2/s. A new research domain aimed at studying rapid processes in nuclear genetics in a laboratory will be created.

Basic physics with ultra cold neutrons; Physique fondamentale avec des neutrons ultra froids

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Protasov, K. [Laboratoire de Physique Subatomique et de Cosmologie, CNRS-IN2P3, Universite Joseph Fourier, INPG, Grenoble (France)

2007-07-01

A short introduction to the physics of Ultra Cold Neutrons (UCN) is given. It covers different aspects from their discovery, their major properties as well as their using in the three experiments of fundamental physics: measurements of the neutron life time and of its electric dipole moment and studies of neutrons quantum states in the Earth's gravitational field. (author)

Numerical analysis of resonances induced by s wave neutrons in transmission time-of-flight experiments with a computer IBM 7094 II; Methodes d'analyse des resonances induites par les neutrons s dans les experiences de transmission par temps de vol et automatisation de ces methodes sur ordinateur IBM 7094 II

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1969-01-01

Numerical analysis of transmission resonances induced by s wave neutrons in time-of-flight experiments can be achieved in a fairly automatic way on an IBM 7094/II computer. The involved computations are carried out following a four step scheme: 1 - experimental raw data are processed to obtain the resonant transmissions, 2 - values of experimental quantities for each resonance are derived from the above transmissions, 3 - resonance parameters are determined using a least square method to solve the over determined system obtained by equalling theoretical functions to the correspondent experimental values. Four analysis methods are gathered in the same code, 4 - graphical control of the results is performed. (author) [French] L'automatisation, sur ordinateur IBM 7094/II, de l'analyse des resonances induites par les neutrons s dans les experiences de transmission par temps de vol a ete accomplie en la decomposant selon un schema articule en quatre phases: 1 - le traitement des donnees experimentales brutes pour obtenir les transmissions interfero-resonnantes, 2 - la determination des grandeurs d'analyse a partir des transmissions precedentes, 3 - l'analyse proprement dite des resonances dont les parametres sont obtenus par la resolution d'un systeme surabondant. Quatre methodes d'analyse sont groupees en un meme programme, 4 - la procedure de verification graphique. (auteur)

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

A Cold Neutron Monochromator and Scattering Apparatus; Monochromateur et appareillage pour la diffusion de neutrons lents; Monokhromator dlya ''kholodnykh'' nejtronov i pribor dlya rasseyaniya; Monocromador y aparato de dispersion para neutrones frios

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Harris, D; Cocking, S J; Egelstaff, P A; Webb, F J [Nuclear Physics Division, Aere, Harwell, Didcot, Berks (United Kingdom)

1963-01-15

A narrow band of neutron wavelengths (4 A and greater) is selected from a collimated neutron beam obtained from the Dido reactor at Harwell. These neutrqps are scattered by various samples and the energy transfer of the scattered neutrons measured using time-of-flight techniques. The neutrons, moderated by a liquid hydrogen source in the reactor pass through first a liquid nitrogen- cooled filter, then a single crystal of bismuth and finally they are ''chopped'' by a magnesium-cadmium high- speed curved slot rotor. In this apparatus the wavelength spread of 0. 3 A at 4 . 1 A is determined primarily by the Be-Bi filter, while the time spread (8 {mu}s) is determined by the rotor. The monochromated neutron bursts from this rotor are scattered by a sample and detected in one of two counter arrays. When studying liquid or polycrystalline samples an array of six BF{sub 3}, counter assemblies (each 2 inches x 24 inches in area)are used covering scatter angles from 20{sup o} to 90{sup o}. This array is placed below the neutron beam. Above the line of the neutron beam is a second array consisting of three scintillators 2 inches in diameter, which is used for the study of single crystal samples. The output of each counter is fed into a tape recording system which has 500 time channels available for each counter. This apparatus has been used to study neutron scattering from several gaseous, liquid and crystalline samples and the most recent measurements are presented in other papers in these proceedings. [French] Les auteurs extraient une bande etroite de neutrons ( 4 A et plus) d'un faisceau collimate de neutrons produits par le reacteur Dido de Harwell. On fait diffuser ces neutrons au moyen de divers echantillons et on mesure le transfert d'energie des neutrons diffuses par la methode du temps de vol. Les neutrons ralentis par de l'hydrogene liquide place dans le reacteur passent d'abord dans un filtre refroidi a l'azote liquide, puis dans un monocristal de bismuth

Shape difference between scintillation pulses due to γ rays and to neutrons

International Nuclear Information System (INIS)

Cambou, Francis; Ambrosino, Georges

1960-01-01

A simple method is described which allows to clearly show the shape differences between γ ray- and neutron-induced pulses. In the neutrons case the intensity of the slow component is 2.4 times higher than in the γ ray case. Reprint of a paper published in Comptes rendus des seances de l'Academie des Sciences, t. 250, p. 1034-1036, sitting of 8 February 1960 [fr

Electron spin resonance in neutron-irradiated graphite. Dependence on temperature and effect of annealing; Resonance paramagnetique du graphite irradie aux neutrons. Variation en fonction de la temperature et experiences de recuit

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Kester, T [Commissariat a l' Energie Atomique, Grenoble (France). Centre d' Etudes Nucleaires, Laboratoire de resonance magnetique

1967-09-01

The temperature dependence of the electron spin resonance signal from neutron irradiated graphite has been studied. The results lead to an interpretation of the nature of the paramagnetic centers created by irradiation. In annealing experiments on graphite samples, which had been irradiated at low temperature, two annealing peaks and one anti-annealing peak were found. Interpretations are proposed for these peaks. (author) [French] Le graphite irradie aux neutrons a ete etudie par resonance paramagnetique electronique en fonction de la temperature. La nature des centres paramagnetiques crees par irradiation est interpretee a l'aide des resultats. Des experiences de recuit sur des echantillons de graphite irradie a 77 deg. K ont permis de mettre en evidence deux pics de recuit et un pic d'anti-recuit, pour lesquels des interpretations sont proposees. (auteur)

Study of the variation with the energy of the fission cross-sections of {sup 233}U, {sup 235}U, {sup 239}Pu for the fast neutrons; Etude de la variation avec l'energie des sections efficaces de fission de {sup 233}U, {sup 235}U, {sup 239}Pu pour les neutrons rapides

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Szteinsznaider, D; Naggiar, V; Netter, F [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1955-07-01

This measurements have been done while taking the value of the fission cross-sections of {sup 238}U as reference. The neutrons are produced by the reaction {sup 7}Li(p,n) in the Van de Graaff generator of Saclay. The explored domain spreads from some tenths to 2000 keV. We find: for {sup 239}Pu: {sigma}{sub f} = 2,04 {+-} 0,12 barns, cross-section constant between 150 and 2000 keV, for {sup 235}U: {sigma}{sub f} = 1,15 {+-} 0,15 barns, cross-section constant between 700 and 1000 keV, for {sup 233}U: {sigma}{sub f} = 1,92 {+-} 0,25 barns, for neutrons of 850 keV. (authors) [French] Ces mesures ont ete effectuees en prenant la valeur de la section efficace de fission de {sup 238}U comme reference. Les neutrons sont produits par la reaction {sup 7}Li(p,n) au generateur Van de Graaff de Saclay. Le domaine explore s'etend de quelques dizaines de kev a 2000 kev. Nous trouvons: pour {sup 239}Pu: {sigma}{sub f} = 2,04 {+-} 0,12 barns, section efficace constante entre 150 et 2000 kev. pour {sup 235}U: {sigma}{sub f} = 1,15 {+-} 0,15 barns, section efficace constante entre 700 et 1000 kev. pour {sup 233}U: {sigma}{sub f} = 1,92 {+-} 0,25 barns, pour des neutrons de 850 kev. (auteurs)

L'analyse par activation de neutrons de réacteur

Science.gov (United States)

Meyer, G.

2003-02-01

Quand les neutrons traversent la matière, certains sont transmis sans interaction, les autres interagissent avec le milieu traversé par diffusion et par absorption. Ce phénomène d'absorption est utilisé pour se protéger des neutrons, mais aussi pour les détecter; il peut également être utilisé pour identifier les noyaux “absorbants" et ainsi analyser le milieu traversé. En effet par différentes réactions nucléaires (n,γ), (n,p), (n,α), (n,fission), on obtient des noyaux résiduels qui sont souvent radioactifs; on dit que l'échantillon est “activé". Si l'on connaît le rendement d'activation et donc le pourcentage de noyaux ainsi “transmutés", les mesures de radioactivité induite vont permettre de déterminer la composition de l'échantillon irradié. Cette méthode dite d'analyse par activation neutronique est pratiquée depuis la découverte du neutron. Elle a permis grâce à sa sélectivité et à sa sensibilité d'avoir accès au domaine des traces et des ultra-traces dans des champs d'application très divers comme la métallurgie, l'archéologie, la biologie, la géochimie etc...

Migration transnationale des Vietnamiennes en Asie | IDRC ...

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

Souvent, cependant, les pays d'origine ne disposent pas des politiques ni des lois ayant force exécutoire qui permettraient d'assurer des pratiques d'embauche ... Women's movements in India are struggling to address problems arising from rapidly changing social relations and vulnerabilities associated with, among other ...

Crystal Dynamics from Neutron Spectrometry; Etude de la dynamique des cristaux par la spectrometrie neutronique; Izuchenie voprosov dinamiki kristallov metodami nejtronnoj spektrometrii; Estudio de la dinamica de redes cristalinas por espectrometria neutronica

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Woods, A. D.B. [Atomic Energy of Canada Ltd., Chalk River, ON (Canada)

1963-01-15

This paper reviews investigations carried out at Chalk River on the lattice dynamics of various crystals including lead, sodium, alkali halides, semi-conductors, and other more complex compounds. Analysis of the low temperature results (-{approx}100{sup o}K) gives considerable insight into the nature of the interatomic forces. In sodium, a simple metal, the interatomic forces are very nearly derivable from a potential. Lead, a more complicated metal, has extremely long range forces accompanied by strong electronic effects. At higher temperatures anharmonic effects are very pronounced in both metals, especially in lead. The alkali halide results can be interpreted on a ''shell'' model, with polarizable ions. Even at low temperature neutron groups corresponding to the longitudinal optical modes. (author) [French] Dans ce memoire, l'auteur decrit les recherches faites a Chalk River sur la dynamique des reseaux de certains cristaux, y compris le plomb, le sodium, les halogenures alcalins, les semi-conducteurs et d'autres composes complexes. L'analyse des resultats obtenus a basse temperature (environ 100{sup o}K) fournit de nombreux renseignements sur la nature des forces interatomiques. Dans le sodium (metal simple), les forces interatomiques peuvent presque etre derivees d'un potentiel. Dans un metal plus complique, tel que le plomb, on trouve des forces ayant une portee extremement grande et comportant des effets electroniques marques. A des temperatures plus elevees, il se produit des effets anharmoniques tres prononces dans les deux metaux et particulierement dans le plomb. On peut interpreter les resultats obtenus pour les halogenures alcalins en se fondant sur le modele en couche comportant des ions polarisables. Meme aux basses temperatures, les groupes de neutrons correspondant aux modes optiques longitudinaux possedent des largeurs dependant de la temperature, que l'on ne comprend pas encore parfaitement. (author) [Spanish] Los autores pasan revista a las

Study of the effect of the energy spectrum and of the total flux on the damage produced by neutrons in solids; Contribution a l'etude de l'influence du spectre et du flux integre sur les dommages crees par les neutrons dans les solides

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1967-01-01

In the first part are studied the general relationships between the physical effects produced by neutrons in solids, and the total flux and neutron energy spectrum; some examples are given. The second part, describes the application to a silicon damage detector whose principle is to use the damage produced in a PIN Junction for measuring the neutron flux (intermediate and fast) received by the detector. Chapter I is devoted to the experimental determination of the energy given to the atoms by a primary in the silicon. The results and conclusions drawn from this determination make it possible to consider, in chapter II, the calculation of the detectors response characteristics.Chapter III deals with the measurement of the detectors response function and it is noted that good agreement is obtained between the calculation and experimental results. The whole of the second part constitutes a test of the methods presented in the first part. (author) [French] Dans la premiere partie, nous etudions les relations generales qui lient les effets physiques engendres par les neutrons dans les solides au flux integre et au spectre des neutrons et nous donnons des exemples d'utilisation. La deuxieme partie est une application au detecteur de dommages en silicium, dont le principe est d'utiliser les dommages crees dans une jonction PIN pour mesurer les flux de neutrons (intermediaires et rapides) recus par le detecteur. Le chapitre I est consacre a la determination experimentale de l'energie cedee aux atomes par un primaire dans le silicium. Les resultats et les conclusions que l'on peut tirer de cette determination permettent d'aborder, au chapitre II, le calcul de la fonction de reponse du detecteur. Le chapitre III porte sur la mesure de la fonction de reponse du detecteur et on constate qu'il y a un bon accord entre le calcul et l'experience. L'ensemble de la deuxieme partie constitue un test des methodes exposees dans la premiere partie. (auteur)

On some uses of the recording op fission fragments occurring in insulators; Sur quelques utilisations de l'enregistrement des fragments de fission dans les isolants

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1965-07-01

thermiques: on peut mesurer des flux integres s'etendant de 10{sup 3} a 10{sup 21} n/cm{sup 2}, suivant la methode utilisee; - dosimetrie de neutrons rapides: en utilisant des sources de fragments de fission a seuil, on peut facilement mesurer des doses d'interet biologique de l'ordre du rem; - dosage d'impuretes fissiles en tres faible concentration: on peut determiner des concentrations atomiques de l'ordre de 10{sup 9}, limite jamais atteinte par les procedes usuels; - etude des elements fissiles contenus dans les poussieres atmospheriques. On donne ensuite brievement les resultats d'un essai d'automatisation du comptage des traces par mesure de la resistivite electrique de la membrane irradiee. On expose enfin les avantages et les inconvenients de ces detecteurs solides, notamment par rapport aux emulsions nucleaires dont les utilisations sont a peu pres identiques. (auteur)

DIANE, a simulation code for the interaction of neutrons with living tissues. Application to low doses of fast neutrons on human tumoral cells; DIANE, un code de simulation de l'interaction des neutrons avec la matiere vivante. Applications aux faibles doses de neutrons rapides sur des cellules tumorales humaines

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Nenot, M.L

2003-07-15

Our work deals with the irradiation of cells and living tissues by 14 MeV neutrons at very low doses (a few 10{sup -2} Gy). Such experiments require an accurate knowledge of the values of neutron dose rates and fluences at the level of cell cultures. We have performed measurements of fluence rates through an activation method applied to gold and copper foils. The fluence rate is deduced from the gamma rays emitted by the irradiated foils. Neutron doses and dose rates have been measured through varied methods: PIN diodes, ionization tissue equivalent chambers, and Geiger-Mueller counters. We have designed the DIANE code to simulate the impact of energetic neutrons on cells. This code can be used with isolated cells or macroscopic tissues, it takes into account the roles of the ionisation electrons produced by recoil nuclei entering the cell. This point is all the more important since recent works have highlighted the impact of very low energy electrons on DNA. (A.C.)

Design and construction of a fast critical facility; Etude et construction d'un ensemble critique a neutrons rapides; Proektirovanie i sooruzhenie kriticheskoj sborki na bystrykh nejtronakh; Proyecto u construccion de un conjunto critico de neutrones rapidos

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Kato, W Y; Dates, L R [Argonne National Laboratory, Argonne, IL (United States)

1962-03-15

construction d'un ensemble critique a neutrons rapides. On considere que dans un programme de mise au point de reacteurs a neutrons rapides, un ensemble critique fournit un moyen tres utile de verifier les methodes de calculs, les ensembles de sections efficaces neutroniques et d'obtenir l'ensemble des parametres physiques necessaires a la conception d'un reacteur de puissance. Puisqu'il s'agit avant tout d'un instrument de physique, la realisation d'un ensemble critique a neutrons rapides implique la solution d'un certain nombre de problemes qui sont tres differents de ceux que pose un reacteur de puissance. Outre les problemes habituels de site, de confinement, de construction du coeur et d'appareillage, il faut resoudre des problemes tels que les suivants: associer une grande souplesse a la securite, determiner les dimensions et le type de l'appareil qui convient le mieux aux besoins de la physique experimentale, determiner le nombre et l'emplacement de barres de controle et de securite en vue de reduire au minimum les effets perturbateurs, assurer la reproductibilit e d'emploi des barres de controle et autres elements mobiles en vue d'obtenir la pre- cision necessaire dans les mesures de la reactivite. Ces problemes sont parmi ceux qui sont decrits dans le memoire, qui decoule de l'experience acquise dernierement au Laboratoire national d'Argonne; ce dernier fait construire actuellement au Centre de Lemont (Illinois) un ensemble critique a neutrons rapides, le ZPR-YI, destine aux etudes de physique d'un reacteur a neutrons rapides. Le ZPR-VI est du type a coeur divise, comme le ZPR-III. Le volume de sa matrice est 2,5 fois superieur a celui de la matrice du modele precedent; il servira a etudier les proprietes physiques de grands reacteurs, hautement dilues, a combustibles metalliques et ceramiques, non ralentis et partiellement ralentis, avec un coeur dont le volume peut atteindre 1500 l environ. Les auteurs donnent une description detaillee du ZPR-VI et analysent les

TIC et microentreprises en milieu urbain : optimisation des ...

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

La population des villes croît à un rythme plus rapide que l'ensemble de la population mondiale, surtout dans les pays en développement. Les technologies de l'information et de la communication (TIC), notamment la téléphonie mobile, semblent s'implanter partout très rapidement. On parle souvent des ...

Study of the effect of the energy spectrum and of the total flux on the damage produced by neutrons in solids; Contribution a l'etude de l'influence du spectre et du flux integre sur les dommages crees par les neutrons dans les solides

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

1967-01-01

In the first part are studied the general relationships between the physical effects produced by neutrons in solids, and the total flux and neutron energy spectrum; some examples are given. The second part, describes the application to a silicon damage detector whose principle is to use the damage produced in a PIN Junction for measuring the neutron flux (intermediate and fast) received by the detector. Chapter I is devoted to the experimental determination of the energy given to the atoms by a primary in the silicon. The results and conclusions drawn from this determination make it possible to consider, in chapter II, the calculation of the detectors response characteristics.Chapter III deals with the measurement of the detectors response function and it is noted that good agreement is obtained between the calculation and experimental results. The whole of the second part constitutes a test of the methods presented in the first part. (author) [French] Dans la premiere partie, nous etudions les relations generales qui lient les effets physiques engendres par les neutrons dans les solides au flux integre et au spectre des neutrons et nous donnons des exemples d'utilisation. La deuxieme partie est une application au detecteur de dommages en silicium, dont le principe est d'utiliser les dommages crees dans une jonction PIN pour mesurer les flux de neutrons (intermediaires et rapides) recus par le detecteur. Le chapitre I est consacre a la determination experimentale de l'energie cedee aux atomes par un primaire dans le silicium. Les resultats et les conclusions que l'on peut tirer de cette determination permettent d'aborder, au chapitre II, le calcul de la fonction de reponse du detecteur. Le chapitre III porte sur la mesure de la fonction de reponse du detecteur et on constate qu'il y a un bon accord entre le calcul et l'experience. L'ensemble de la deuxieme partie constitue un test des methodes exposees dans la premiere partie

Neutron Investigation of Magnon Spectrum in Haematite; Etude du Spectre de Magnons dans l'Hematite, au Moyen des Neutrons; Nejtronnoe issledovanie spektra magnona v gematite; Estudio, por Metodos Neutronicos, del Espectro de Magnones en la Hematita

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Dimitrijevic, Z.; Rzany, H.; Todorovic, J.; Wanic, A. [Institute for Nuclear Physics Cracow (Poland)

1965-04-15

faites a Vinea, dans le reacteur RA, au moyen d'un spectrometre a cristal. Des neutrons monochromatiques ({lambda} = 1.314A) ont ete diffuses par un grand monocristal d'hematite ({alpha}-Fe{sub 2}O{sub 3}). Les auteurs ont etudie la distribution angulaire des neutrons diffuses inelastiquement. Pour plusieurs angles de decalage {Delta}{theta} du cristal, ils ont mesure la largeur {Gamma} du faisceau de neutrons diffuses (appele cone de diffusion). Ils ont attribue ce cone a la surface de diffusion des magnons qui entoure le point du reseau reciproque (1,1,1). Pour plusieurs vitesses de magnons, ils ont mesure {Gamma}, en fonction de l'angle de decalage, et l*ont comparee aux points experimentaux. Ils ont constate que dans la direction [111], la vitesse avait une valeur egale a 25,5{+-}1,0 km/s. Ils ont decouvert une anisotropie structurelle de la relation de dispersion des magnons. Ils ont note que la vitesse etait plus elevee pour les directions de propagation paralleles a l'axe [111], ce qui concorde qualitativement avec les mesures anterieures (faites par Riste et d'autres) qui ont donne v = 38 km/s. Il n'a pas ete possible de mettre en evidence l'existence d'une discontinuite Eg dans la bande acoustique de l'energie des magnons. Selon les evaluations, Eg doit avoir une valeur inferieure a 1 meV. En utilisant le formalisme de Wallace, les auteurs ont calcule les relations de dispersion des magnons dans l'hematite. A cet effet, ils ont admis l'existence de deux integrales d'echange J{sub 1} et J{sub 2} qui ne disparaissent pas. J{sub 1} et J{sub 2} expriment le couplage a superechange d'energie entre les spins d'ions Fe voisins lies par l'intermediaire d'un ion oxygene. Les angles Fe-O-Fe des liaisons considerees sont respectivement de 132 et 126 Degree-Sign . Les resultats theoriques et les donnees experimentales actuelles concordent de facon satisfaisante lorsque SJ{sub 1} = SJ{sub 2} = 5,1 meV. Outre la branche acoustique des magnons, les calculs ont revele l

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

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Engelmann, P [Kernforschungszentrum, Karlsruhe (Germany)

1962-03-15

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

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)

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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

The rapid determination of manganese, vanadium, and aluminium by instrumental neutron-activation analysis

International Nuclear Information System (INIS)

Watterson, J.I.W.; Eddy, B.T.; Pearton, D.C.G.

1976-01-01

Aluminium, manganese, and vanadium were determined in chromuim, ferrochromium, and slags. Because of the short-lived isotopes produced, the technique is rapid, and the total analysis time per sample is 15 minutes. The reproducibility is 3 to 4 per cent, and this value can be improved by certain modifications, particularly to the irradiation facilities. A similar method could be applied to on-line or in-plant analysis if an isotopic source of neutrons were used [af

Calculation of correlation between spins in a magnetic substance; Calcul des correlations entre spins dans une substance magnetique

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Gennes, P.G. de [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France)

1959-07-01

The report states an elementary calculation of the correlation between spins in a magnetic substance, and particularly of their asymptotic form with regard to relatively wide-spaced spins. This permits the determination of the phenomenological parameters introduced by Var Hove to describe the magnetic scatter of neutrons in the critical opalescent area. (author) [French] On donne un calcul elementaire des correlations entre spins dans une substance magnetique, et notamment de leur forme asymptotique pour des spins assez eloignes. Ceci permet de determiner les parametres phenomenologiques introduits par Van Hove pour decrire la diffusion magnetique des neutrons dans la region d'opalescence critique. (auteur)

Neutron elastic scattering cross-sections measurement on carbon and fluorine in epithermal energy range using PEREN platform; Mesure des sections efficaces de diffusion elastique des neutrons sur le carbone et le fluor dans le domaine epithermique sur la plate-forme PEREN

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Thiolliere, N

2005-10-15

Molten Salt Reactor (MSR) based on Th/U cycle is one of the new generation concepts for nuclear energy production. A typical MSR is a graphite-moderated core with liquid fuel ({sup 7}LiF +ThF{sub 4} + UF{sub 4}). Many numerical studies based on Monte-Carlo codes are currently carried out but the validity of these numerical result relies on the precise knowledge of neutron cross sections used such as elastic scattering on carbon ({sigma}{sub C}), fluorine ({sigma}{sub F}) and lithium 7 ({sigma}{sub Li}). The goal of this work is to obtain {sigma}{sub C} and {sigma}{sub F} between 1 eV and 100 keV. Such measurements have been performed at the Laboratoire de Physique Subatomique et de Cosmologie (LPSC) de Grenoble on the experimental platform PEREN using slowing-down time spectrometers (C and CF{sub 2}) associated to a pulsed neutron generator (GENEPI). Capture rates are obtained for reference materials (Au, Ag, Mo and In) using YAP scintillator coupled to a photo-multiplier. Very precise simulations (MCNP code) of the experimental setup have been performed and comparison with experiments has led to the determination of {sigma}{sub C} and {sigma}{sub F} with accuracies of 1% and 2% respectively. These results show a small discrepancy to evaluated nuclear data file (ENDF). Measures of total cross-sections {sigma}{sub C} and {sigma}{sub F} at higher energy (200 - 600 keV) were also carried out at Centre des Etudes Nucleaires de Bordeaux using a transmission method. Mono-energetic neutrons were produced by protons accelerated by a Van de Graaff accelerator on a LiF target and transmitted neutrons are counted in a proportional hydrogen gaseous detector. Discrepancies of 5% and 9% for {sigma}{sub C} and {sigma}{sub F} respectively with ENDF have been shown. (author)

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)

Rapidly rotating neutron stars with a massive scalar field—structure and universal relations

International Nuclear Information System (INIS)

Doneva, Daniela D.; Yazadjiev, Stoytcho S.

2016-01-01

We construct rapidly rotating neutron star models in scalar-tensor theories with a massive scalar field. The fact that the scalar field has nonzero mass leads to very interesting results since the allowed range of values of the coupling parameters is significantly broadened. Deviations from pure general relativity can be very large for values of the parameters that are in agreement with the observations. We found that the rapid rotation can magnify the differences several times compared to the static case. The universal relations between the normalized moment of inertia and quadrupole moment are also investigated both for the slowly and rapidly rotating cases. The results show that these relations are still EOS independent up to a large extend and the deviations from pure general relativity can be large. This places the massive scalar-tensor theories amongst the few alternative theories of gravity that can be tested via the universal I -Love- Q relations.

Rapidly rotating neutron stars with a massive scalar field—structure and universal relations

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Doneva, Daniela D.; Yazadjiev, Stoytcho S., E-mail: daniela.doneva@uni-tuebingen.de, E-mail: yazad@phys.uni-sofia.bg [Theoretical Astrophysics, Eberhard Karls University of Tübingen, Tübingen 72076 (Germany)

2016-11-01

We construct rapidly rotating neutron star models in scalar-tensor theories with a massive scalar field. The fact that the scalar field has nonzero mass leads to very interesting results since the allowed range of values of the coupling parameters is significantly broadened. Deviations from pure general relativity can be very large for values of the parameters that are in agreement with the observations. We found that the rapid rotation can magnify the differences several times compared to the static case. The universal relations between the normalized moment of inertia and quadrupole moment are also investigated both for the slowly and rapidly rotating cases. The results show that these relations are still EOS independent up to a large extend and the deviations from pure general relativity can be large. This places the massive scalar-tensor theories amongst the few alternative theories of gravity that can be tested via the universal I -Love- Q relations.

Development of ultracold neutron detectors and a polarization analyzing system for the measurement of the neutron electric dipole moment; Developpement de detecteurs de neutrons ultra-froids et d'un systeme d'analyse de polarisation pour la mesure du moment electrique dipolaire du neutron

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Rogel, Gwendal

2009-10-29

This thesis was performed in the context of a project aiming to measure the electric dipole moment (EDM) of the neutron at the Paul Scherrer Institute. Two aspects have been studied: The detection and the polarization analysis of ultracold neutrons. Three types of detectors have been tested at the Institut Laue-Langevin (ILL): The Cascade-U (GEM technology), the {sup 3}He gas detector and {sup 6}Li-doped glass scintillators (GS family). Their detection efficiency and their background sensitivity have been measured. The GS10 scintillator is competitive with the {sup 3}He gas detector under the conditions realized with the EDM spectrometer. A GS3/GS20 scintillator stack has enabled to improve the neutron/gamma discrimination. It has been found 20% less efficient than the {sup 3}He gas detector under the EDM spectrometer. The Cascade-U detector has been observed to be 20% less efficient than a 500 microns thick GS10 glass as confirmed by simulations. A new system for simultaneous spin analysis is presented. It consists of two independent detection systems (arms) which are each made of an adiabatic spin flipper, a spin analyzer, and a detector. The arms detect opposite spin components, allowing the simultaneous counting of both neutron spin orientations. A prototype mounted in horizontal configuration has been tested at ILL. The analyzing power of both arms has been measured to be 80%. The transmission of the system without spin analyzers has been found to be 50%. (author) [French] Cette these s'inscrit dans un nouveau projet de mesure du moment dipolaire electrique (EDM) du neutron a l'institut Paul Scherrer. Deux aspects ont ete etudies ici: la detection et l'analyse de polarisation de neutrons ultra-froids. Trois types de detecteurs ont ete testes a l'Institut Laue-Langevin (ILL): le Cascade-U (technologie GEM), le compteur a gaz {sup 3}He et des scintillateurs dopes au {sup 6}Li (type GS). Leur efficacite de detection ainsi que leur sensibilite au bruit de fond ont

Formulation of the energetic spectral distribution of in pile neutron flux (energies greater than a few hundred electron volts) (1963); Formulation des repartitions spectrales energetiques de flux neutroniques en pile (energies superieures a quelques centaines d'electrons-volts) (1963)

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1964-07-01

caracteristiques de la nature du moderateur de la pile, et d'autre part determines par une mesure de flux resonnant et une (ou eventuellement deux) mesure par detecteur a seuil de neutrons rapides. On a ete amene par ailleurs a definir une formulation des sections de reactions a seuil plus fidele que ne l'est la fonction saut classique. (auteur)

Neutrons production of very low energy by filtration through graphite and measurement of total cross sections; Production de neutrons de tres basse energie par filtration a travers du graphite et mesure de sections efficaces totales

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1953-07-01

In this report, we done on the reactor of Chatillon analogous experiences to those of Fermi in Argonne. The temperature of the neutrons filtered ba a more or less thickness of graphite is measured by the method of absorption. This method permits the production and the study of a very low energy neutron beam. (M.B.) [French] Dans ce rapport, nous avons repris sur la pile de Chatillon des experiences analogues a celles de FERMI a Argonne. La temperature des neutrons filtree par une epaisseur plus ou moins grande de graphite est mesuree par la methode d'absorption. Cette methode permettant la production et l'etude d'un faisceau de neutron de tres basse energie. (M.B.)

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

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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)

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)

Isolement et identification des levures.

Directory of Open Access Journals (Sweden)

S. DOMERCQ

1967-06-01

Full Text Available La fermentation du moût de raisin est assurée par les levures qui se trouvent sur la pellicule du raisin, sur les rafles, et aussi, par celles qui envahissent le matériel de vendange et de vinification dès que la récolte est commencée. L'apparition deLa fermentation du moût de raisin est assurée par les levures qui se trouvent sur la pellicule du raisin, sur les rafles, et aussi, par celles qui envahissent le matériel de vendange et de vinification dès que la récolte est commencée. L'apparition des signes de la fermentation est spontanée. La fermentation est rapide dans la majorité des cas, si elle devient trop violente et que la température s'élève dangeureusement, il faut la « canaliser », la calmer. Des accidents peuvent se produire; des arrêts de fermentation laissant des sucres non fermentés pouvant être attaqués par d'autres microorganismes, des développements de levures formant des substances nuisibles à la qualité; par la suite, il s'agit d'obtenir la stabilité du vin, en particulier, éviter les refermentations des vins doux. L'étude de ces problèmes nécessite une étude préliminaire, celle des levures responsables de la fermentation alcoolique du jus de raisin, qui ne peut être faite que sur des cultures pures, isolées au préalable à l'aide de prélèvements soigneusement réalisés.s signes de la fermentation est spontanée. La fermentation est rapide dans la majorité des cas, si elle devient trop violente et que la température s'élève dangeureusement, il faut la « canaliser », la calmer. Des accidents peuvent se produire; des arrêts de fermentation laissant des sucres non fermentés pouvant être attaqués par d'autres microorganismes, des développements de levures formant des substances nuisibles à la qualité; par la suite, il s'agit d'obtenir la stabilité du vin, en particulier, éviter les refermentations des vins doux. L'étude de ces problèmes nécessite une étude pr

Relative measurement of the fluxes of thermal, resonant and rapid neutrons in reactor G1

International Nuclear Information System (INIS)

Carle, R.; Mazancourt, T. de

1957-01-01

We sought to determine the behavior of the thermal, resonant and rapid neutron fluxes in the multiplier-reflector transition region, in the two principal directions of the system. We have also measured the variation of these different fluxes in the body of the multiplier medium in a canal filled with graphite and in an empty canal. The results are given in the form of curves representing: - the variation of the ratio of the thermal flux to the rapid flux in axial and radial transitions - the behavior of the thermal and resonant fluxes and the variation of their ratio in the same regions. (author) [fr

Rapid radiochemical separation of short-lived radionuclides in neutron-activated samples

International Nuclear Information System (INIS)

Fardy, J.

1985-11-01

Radiochemical separation procedures based on the removal of metal ions by columns of C 18 -bonded silica gel after selective complexation are examined and the simplicity of the method demonstrated by its application to determination of Mn, Cu and Zn in neutron-activated biological material from the following solutions (pH 0-10, sulphate concentration 0,18M and 1,44M SO 4 ): 8-hydroxyquinoline (oxine), ammonium pyrrolidinedithiocarbamate (APDC), cupferron (CUP), 1-(2-pyridylazo)-2-naphthol (PAN), 1-(2'-thiazolylazo)-2-naphthol (TAN), 4-(2-pyridylazo) resorcinol (PAR), diethylammonium diethyldithiocarbamate (DDC), potassium ethyl xanthate (PEX), acetylacetone (AcAc) or thenoyltrifluoracetone (TTA). The method is rapid and reliable and readily adaptable in all radiochemical laboratories

Neutron resonance spectroscopy

International Nuclear Information System (INIS)

Gunsing, F.

2005-06-01

The present document has been written in order to obtain the diploma 'Habilitation a Diriger des Recherches'. Since this diploma is indispensable to supervise thesis students, I had the intention to write a document that can be useful for someone starting in the field of neutron resonance spectroscopy. Although the here described topics are already described elsewhere, and often in more detail, it seemed useful to have most of the relevant information in a single document. A general introduction places the topic of neutron-nucleus interaction in a nuclear physics context. The large variations of several orders of magnitude in neutron-induced reaction cross sections are explained in terms of nuclear level excitations. The random character of the resonances make nuclear model calculation predictions impossible. Then several fields in physics where neutron-induced reactions are important and to which I have contributed in some way or another, are mentioned in a first synthetic chapter. They concern topics like parity nonconservation in certain neutron resonances, stellar nucleosynthesis by neutron capture, and data for nuclear energy applications. The latter item is especially important for the transmutation of nuclear waste and for alternative fuel cycles. Nuclear data libraries are also briefly mentioned. A second chapter details the R-matrix theory. This formalism is the foundation of the description of the neutron-nucleus interaction and is present in all fields of neutron resonance spectroscopy. (author)

Measurements of fission cross-sections and of neutron production rates; Mesures de sections efficaces de fission et du nombre de neutrons prompts emis par fission

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Billaud, P; Clair, C; Gaudin, M; Genin, R; Joly, R; Leroy, J L; Michaudon, A; Ouvry, J; Signarbieux, C; Vendryes, G [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1958-07-01

a) Measurements of neutron induced fission cross-sections in the low energy region. The variation of the fission cross sections of several fissile isotopes has been measured and analysed, for neutron energies below 0,025 eV. The monochromator was a crystal spectrometer used in conjunction with a mechanical velocity selector removing higher order Bragg reflections. The fissile material was laid down on the plates of a fission chamber by painting technic. An ionization chamber, having its plates coated with thin {sup 10}B layers, was used as the neutron flux monitor. b) Measurement of the fission cross section of {sup 235}U. We intend to measure the variation of the neutron induced fission cross section of {sup 235}U over the neutron energy range from 1 keV by the time of flight method. The neutron source is the uranium target of a pulsed 28 MeV electron linear accelerator. The detector is a large fission chamber, with parallel plates, containing about 10 g of {sup 235}U (20 deposits of 25 cm diameter). The relative fission data were corrected for the neutron spectrum measured with a set of BF{sub 3} proportional counters. c) Mean number {nu} of neutrons emitted in neutron induced fission. We measured the value of {nu} for several fissile isotopes in the case of fission induced by 14 MeV neutrons. The 14 MeV neutrons were produced by D (t, n) {alpha} reaction by means of a 300 kV Cockcroft Walton generator. (author)Fren. [French] a) Mesures de sectionficaces de fission a basse energie. Nous avons mesure et analyse la variation de la section efficace de fission de divers isotopes fissiles pour des neutrons d'energie inferieure a 0,025 eV. Le monochromateur est constitue par un spectrometre a cristal auquel est associe un selecteur mecanique destine a eliminer les diffractions de Bragg d'ordre superieur au premier. Le materiau fissile est contenu dans une chambre a fission sous forme de depots realises par peinture; une chambre d'ionisation a depots minces de B{sub 10

A novel time-to-pulse height converter for fast-neutron time-of-flight techniques; Nouveau convertisseur temps-amplitude d'impulsions pour les mesures du temps de vol des neutrons rapides; Novyj vremya-amplitudnyj preobrazovatel' impul'sov dlya izmereniya vremeni proleta bystrykh nejtronov; Nuevo convertidor tiempo-altura de impulsos para tecnicas de tiempo de vuelo de neutrones rapidos

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Christiansen, J [Physikalisches Staatsinstitut, Hamburg, Federal Republic of Germany (Germany)

1962-04-15

An electronic time-to-pulse height converter is described which uses a multiplicative method instead of the usual one of adding overlapping pulses. This is achieved by a coincidence of a linear sawtooth and a sharply clipped needle-pulse. The sawtooth is fed to the grid of a beam-deflecting tube (E80T) and the needle-pulse is applied to the deflecting plates and opens the tube only during a time-interval of about 5.10{sup -9} s. The plate gets a charge proportional to the time-difference between the start of the sawtooth and the needle pulse. The plate-pulse is stretched and amplified and its height represents a measurement of the time-difference. With this method we got a time resolution of 2{tau} = 7 x 10{sup -12}s with artificial pulses, 2{tau} = 3 x 10{sup -10}s with Co{sup 60} {gamma}-coincidences by using NE 102 plastic crystals and 2{tau} = 1.4 x 10{sup -9} s with 511-keV {gamma}-coincidences using NaI(Te) crystals. The method was also used with pulsed beam techniques. In this case we got from the pulsing RF an 8-Mc, sharply-peaked pulse-sequence, which was fed to the E80T plates. We had a time-resolution of 2{tau} = 1.1 x 10{sup -9} s with 4-MeV neutrons using plastic crystals 0.7 in long. Normally the region of linear response was 30 ns but it was possible to go up to 120 ns. (author) [French] L'auteur decrit un convertisseur electronique temps en amplitude d'impulsions fonctionnant d'apres une methode de multiplication au lieu de la methode habituelle qui consiste a ajouter des impulsions qui se chevauchent. On fait coincider une impulsion lineaire en dents de scie avec une impulsion en forme d'aiguille fortement ecretee. L'impulsion en dents de scie est envoyee sur la grille d'un tube a faisceaux electroniques diriges (E80T) ; et l'impulsion en forme d'aiguille est appliquee aux plaques de deflexion et n'ouvre le tube que pendant un intervalle de temps d'environ 5 {center_dot} 10{sup -9} s. La plaque recoit une charge proportionnelle a la difference de

New recording methods and electromechanical analysis; Nouvelles methodes d'enregistrement et de depouillement electromecanique des numerations de particules

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1954-07-01

The measurement that the most often occurs in nuclear physics are of the numerations of pulses representing the transit of a particle in a detector that can be a Geiger counter, a photomultiplier or a pulse chamber. We studied and constructed an electromagnetic recorder who permits to get automatically and without calculation: 1) the activity of a radioelement according to the time; 2) the curve of decrease of a radioelement and its period; 3) any curves of growth or decrease; 4) the activity, at any instant, of a neutron detector; 5) the neutron densities ratios in several points by the method of the detectors. (M.B.) [French] Les mesures qui se presentent le plus souvent en physique nucleaire sont des numerations d'impulsions representant le passage d'une particule dans un detecteur qui peut etre un compteur de Geiger, un photomultiplicateur ou une chambre a impulsions. Nous avons etudie et construit un enregistreur electromagnetique qui permet d'obtenir automatiquement et sans calcul: 1) l'activite d'un radioelement en fonction du temps; 2) la courbe de decroissance d'un radioelement et sa periode; 3) des courbes quelconques de croissance ou de decroissance; 4) l'activite, rapportee a un instant quelconque, d'un detecteur de neutrons; 5) les rapports des densites de neutrons en plusieurs points par la methode des detecteurs. (M.B.)

The Measurement of Reactivity In Multiregion Subcritical Systems by the Pulsed Neutron Technique; Mesure de la Reactivite dans les Systemes Sous-Critiques a Plusieurs Regions par la Methode des Neutrons Pulses; Izmerenie reaktivnosti v mnogozonnykh podkriticheskikh sistemakh metodom impul'snykh nejtronov; Mediciones de la Reactividad en Sistemas Subcriticos de Varias Regiones Mediante la Tecnica de los Neutrones Pulsados

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Sherwin, J.; Leng, J. H. [United Kingdom Atomic Energy Authority, Windscale Works, Cumberland (United Kingdom)

1965-10-15

The prompt decay of a thermalized burst of neutrons in a multiregion subcritical system is examined using a two-group diffusion theory. It is shown that a relationship can be established between the prompt decay constant of the fundamental mode and the effective multiplication factor of the system in terms of two parameters, defined, for the purposes of this paper, as the reactor response coefficient and the prompt decay correction and which depend to a large extent on the spatial flux patterns within the system. For the uniform bare system, the response coefficient can be identified with the mean neutron lifetime in the system; for a multiregion system it represents a compound of the lifetimes in each region weighted by perturbation type integrals. The second parameter, the decay correction, can have no physical meaning in that it arises from an attempt to relate the two scales of reactivity involved; that is the scale using the prompt decay constant and the scale derived using the effective multiplication factor. The properties of these parameters are examined here with reference to an enriched uranium graphitemoderated reactor consisting of uniform core and reflector and it is shown that the two parameters are not uniquely defined by the reactivity of the system but depend on the method chosen to make the system subcritical. Two sets of measurements are treated by the theory. In one, the Windscale Advanced Gas-Cooled Reactor was shut down by a uniform poison. In the other the reactivity of a core in the zero-energy reactor HERO was varied by altering the loaded radius. The neutron pulse measurements are all shown to be in good agreement with more conventional methods of reactivity determination. Some discussion of the experimental techniques and the difficulties encountered in the graphite-moderated systems is presented. (author) [French] Les auteurs etudient la decroissance des neutrons instantanes d'une bouffee thermalisee de neutrons dans un systeme sous

Formulation and experimental evaluation of closed-form control laws for the rapid maneuvering of reactor neutronic power

International Nuclear Information System (INIS)

Bernard, J.A.

1989-09-01

This report describes both the theoretical development and the experimental evaluation of a novel, robust methodology for the time-optimal adjustment of a reactor's neutronic power under conditions of closed-loop digital control. Central to the approach are the 'MIT-SNL Period-Generated Minimum Time Control Laws' which determine the rate at which reactivity should be changed in order to cause a reactor's neutronic power to conform to a specified trajectory. Using these laws, reactor power can be safely raised by five to seven orders of magnitude in a few seconds. The MIT-SNL laws were developed to facilitate rapid increases of neutronic power on spacecraft reactors operating in an SDI environment. However, these laws are generic and have other applications including the rapid recovery of research and test reactors subsequent to an unanticipated shutdown, power increases following the achievement of criticality on commercial reactors, power adjustments on commercial reactors so as to minimize thermal stress, and automated startups. The work reported here was performed by the Massachusetts Institute of Technology under contract to the Sandia National Laboratories. Support was also provided by the US Department of Energy's Division of University and Industry Programs. The work described in this report is significant in that a novel solution to the problem of time-optimal control of neutronic power was identified, in that a rigorous description of a reactor's dynamics was derived in that the rate of change of reactivity was recognized as the proper control signal, and in that extensive experimental trials were conducted of these newly developed concepts on actual nuclear reactors. 43 refs., 118 figs., 11 tabs

Compact neutron generator

Science.gov (United States)

Leung, Ka-Ngo; Lou, Tak Pui

2005-03-22

A compact neutron generator has at its outer circumference a toroidal shaped plasma chamber in which a tritium (or other) plasma is generated. A RF antenna is wrapped around the plasma chamber. A plurality of tritium ion beamlets are extracted through spaced extraction apertures of a plasma electrode on the inner surface of the toroidal plasma chamber and directed inwardly toward the center of neutron generator. The beamlets pass through spaced acceleration and focusing electrodes to a neutron generating target at the center of neutron generator. The target is typically made of titanium tubing. Water is flowed through the tubing for cooling. The beam can be pulsed rapidly to achieve ultrashort neutron bursts. The target may be moved rapidly up and down so that the average power deposited on the surface of the target may be kept at a reasonable level. The neutron generator can produce fast neutrons from a T-T reaction which can be used for luggage and cargo interrogation applications. A luggage or cargo inspection system has a pulsed T-T neutron generator or source at the center, surrounded by associated gamma detectors and other components for identifying explosives or other contraband.

Direction des Publications

African Journals Online (AJOL)

Synthese

économique des services rendus par les écosystèmes marins. La richesse ... croissance plus rapide que la moyenne de l‟économie ...... services and natural capital. Nature. 387, 253-260. .... d‟interactions où l‟humain est partie prenante. In.

Study of the neutron slowing-down in graphite; Etude du ralentissement des neutrons dans le graphite

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Martelly, J [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires; Duggal, V P [Commission a l' Energie atomique indienne (India)

1955-07-01

Study of the slowing-down age of neutrons in graphite. In the aim to eliminate the effect of resonance neutrons on the detector, neutrons captured by cadmium are studied with a classic method consisting of calculating the difference between the activity measured with and without screens. This method is described and screening properties of cadmium and gadolinium are compared. The experimental parameters and detectors details are described. The radioactive source is Ra-{alpha}-Be. The experimental results are given and the experimental distribution is compared with theoretical formula. In a second part, the spatial distribution of resonance neutrons in indium is discussed. Finally, the neutron slowing-down between the indium resonance and the thermal equilibrium is discussed as well as the research for the effective value of slowing-down age. The slowing-down age definition is given before calculating its effective value. It compared the slowing-down law with the experiment and the Gurney theory. (M.P.)

Rapid evaluation of the neutron dose following a criticality accident by measurement of {sup 24}Na activity; Evaluation rapide de la dose de neutrons a la suite d'un accident de criticite par mesure de l'activite de {sup 24}Na

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Estournel, R [Centre de Production de Plutonium de Marcoule, Service de Protection contre les Rayonnements, 30 (France); Henry, Ph [Centre de Production de Plutonium de Marcoule, Section Medicale et Sociale, 30 (France); Beau, P; Ergas, A [Commissariat a l' Energie Atomique, Service d' Hygiene Atomique, Dept. de la Protection Sanitaire, Chusclan, (France)

1966-07-01

By external measurement of the gamma activity of {sup 24}Na induced in the human organs by a neutron flux during a criticality accident, it is possible to evaluate the personal dose received. Detectors designed for everyday use in health physics can be applied to these measurements, and this is described in the first part of the work. The response of a certain number of induced-activity detectors is presented. The induced activity-dose relationship is studied theoretically in the second part taking into account the neutron spectrum to which the individual has been subjected. The characteristic spectra of three possible types of accident have been used for deducing this relationship. The results obtained show that the method is sufficiently sensitive for present purposes. The accuracy of this method for calculating the dose received during an experiment is discussed. (authors) [French] La mesure par detection externe de l'activite gamma du sodium 24 induit dans l'organisme humain par un flux de neutrons lors d'un accident de criticite rend possible l'evaluation de la dose recue par un individu irradie. L'utilisation de detecteurs d'un emploi courant en radioprotection fait l'objet d'une experimentation qui constitue la premiere partie de cette etude. La reponse d'un certain nombre de detecteurs a une activite induite connue est presentee. La relation dose-activite induite, est etudiee, de maniere theorique, dans la seconde partie, correlativement au spectre des neutrons qui ont atteint l'individu irradie. Les spectres caracteristiques de trois types d'accidents possibles ont ete retenus pour l'etablissement de ces relations. Les resultats obtenus montrent que la methode satisfait avec une sensibilite suffisante au but recherche. La precision avec laquelle on peut ainsi calculer la dose recue au cours d'un accident de criticite est discutee. (auteurs)

Critical study of some soft-tissue equivalent material. Sensitivity to neutrons of 1 keV to 14 MeV; Etude critique de quelques materiaux equivalents aux tissus mous. Sensibilite aux neutrons de 1 keV a 14 MeV

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Kerviler, H de; Pages, L; Tardy-Joubert, Ph [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1965-07-01

Authors have studied the elastic and inelastic reactions on various elements contribution to kerma in standard soft tissue and as a function of neutron energy from 1 keV to 14 MeV the ratio of kerma in tissue equivalent material to kerma in soft tissue. The results of calculations are made for materials without hydrogen in view to state exactly their neutron sensitivity and for the following hydrogenous materials: Rossi and Failla plastic, MixD, pure polyethylene and a new CEA tissue equivalent (a magnesium fluoride and polyethylene compound). Results for {gamma}-rays are given. (authors) [French] Les auteurs ont etudie la contribution au kerma total des reactions elastiques et inelastiques sur les divers composants du tissu mou standard et la variation, en fonction de l'energie des neutrons de 1 keV a 14 MeV, du rapport des kermas dans differents materiaux equivalents au tissu au kerma dans les tissus mous. Les materiaux etudies sont des materiaux sans hydrogene afin de preciser leur sensibilite aux neutrons et les materiaux hydrogenes suivants: plastique de Rossi et Failla, polyethylene pur, MixD, nouveau plastique CEA a base de polyethylene et de fluorure de magnesium. Les resultats pour les photons sont egalement rappeles. (auteurs)

Rapid uranium analysis by delayed neutron counting of neutron activated samples

International Nuclear Information System (INIS)

Papadopoulos, N.N.

1985-01-01

The uranium analyzer at the Nuclear Research Center ''Demokritos'' and the delayed neutron method have been used to determine the uranium content in lignite, in chemically enriched samples and in solutions of extractable uranium. The results are compared with data obtained by other methods. In the case of dissolved extractable uranium. The results are in good agreement with X-ray fluorescence data in the range 100 ppm to 2000 ppm while beyond these limits the discrepancies between neutron and spectrophotometric data are observed. The results for lignite samples are in good agreement with gamma spectrometric data. Discrepancies indicate that more extensive intercomparisons are needed to check the reliability of various methods

Neutron thermalization and spectra; Thermalisation et spectres de neutrons

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Cadilhac, M; Soule, J L; Tretiakoff, O [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1964-07-01

interpretation of experiments (spectral indices critical experiments on plutonium, diffusion parameters). (authors) [French] L'etude des spectres de neutrons regnant dans les reacteurs thermiques a pris une importance croissante en raison du role qu'y joue le plutonium. Quelle que soit par ailleurs la loi d'absorption, on constate que la loi de diffusion du moderateur n'agit sur le spectre que par certaines proprietes globales. Il est donc a priori possible de mettre au point une representation simplifiee de cette action, qui conduise a une comprehension claire des phenomenes tout en reduisant le volume des calculs numeriques necessaires. Le modele synthetique adopte par les auteurs presente l'avantage de ramener la determination des-spectres en milieu homogene a la resolution d'une equation differentielle du second ordre, comme le modele de Wigner-Wilkins (hydrogene gazeux monoatomique) et le modele gaz lourd generalise de J. Horowitz, qui en sont d'ailleurs l'un et l'autre des cas particuliers. Mais il est d'autre part assez general pour permettre de traiter correctement les situations rencontrees en pratique et en particulier le cas important ou la presence de plutonium fait apparaitre des resonances d'absorption a basse energie. Les liaisons chimiques ou cristallines du moderateur interviennent en effet, dans le modele propose, par l'intermediaire de deux fonctions de l'energie. Ces fonctions ont ete ajustees, pour les moderateurs usuels (Graphite. Eau lourde. Eau legere), a partir de lois de diffusion theoriques connues. En milieu heterogene, il importe avant tout de bien connaitre le spectre moyen dans le combustible d'une cellule ce que permet une generalisation de la methode d'Amouyal-Benoist-Horowitz. Le modele presente se prete particulierement bien a ces calculs et permet de traiter egalement les effets de rethermalisation (lorsque par exemple le refroidisseur est a une temperature differente de celle du moderateur). On donne enfin des exemples d'utilisation pratique

Perancangan Enkripsi Pada Citra Bitmap Dengan Algoritma Des, Triple Des, dan Idea

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Agustinna Yosanny

2010-12-01

Full Text Available Rapid development of Information Technology causes information can access easier without space boundaries. Image is a form of information, which contains many information. Some image contains confidential information that cannot distribute to unauthorized persons. Therefore, image encryption application is create to encrypt part of image that has confidential information. The image encryption application is encrypt image by applying DES, Triple DES, and IDEA algorithms. The research was applying analysis and design methodology. The analysis methodology was undertaken through literature study and algorithm research and testing. The design methodology was undertaken through database, features, system, and screen layout design. Results of the research are image encryption application that can encrypt part of image and or all of image by applying three algorithms such as DES, Triple DES, and IDEA. This application is show comparation of these algorithms. In conclusion, method of encryption can apply to image, so that confidential information of the image can protect from unauthorized person. 

Rapid method of calculating the fluence and spectrum of neutrons from a critical assembly and the resulting dose

International Nuclear Information System (INIS)

Bessis, J.

1977-01-01

The proposed calculation method is unsophisticated but rapid. The first part (computer code CRITIC), which is based on the Fermi age equation, evaluates the number of neutrons per fission emitted from a moderated critical assembly and their energy spectrum. The second part (computer code NARCISSE), which uses the current albedo for concrete, evaluates the product of neutron reflection on the walls and calculates the fluence resulting at any point in the room and its energy distribution by 21 groups. The results obtained are shown to compare satisfactorily with those obtained through the use of a Monte Carlo program

New recording methods and electromechanical analysis; Nouvelles methodes d'enregistrement et de depouillement electromecanique des numerations de particules

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1954-07-01

The measurement that the most often occurs in nuclear physics are of the numerations of pulses representing the transit of a particle in a detector that can be a Geiger counter, a photomultiplier or a pulse chamber. We studied and constructed an electromagnetic recorder who permits to get automatically and without calculation: 1) the activity of a radioelement according to the time; 2) the curve of decrease of a radioelement and its period; 3) any curves of growth or decrease; 4) the activity, at any instant, of a neutron detector; 5) the neutron densities ratios in several points by the method of the detectors. (M.B.) [French] Les mesures qui se presentent le plus souvent en physique nucleaire sont des numerations d'impulsions representant le passage d'une particule dans un detecteur qui peut etre un compteur de Geiger, un photomultiplicateur ou une chambre a impulsions. Nous avons etudie et construit un enregistreur electromagnetique qui permet d'obtenir automatiquement et sans calcul: 1) l'activite d'un radioelement en fonction du temps; 2) la courbe de decroissance d'un radioelement et sa periode; 3) des courbes quelconques de croissance ou de decroissance; 4) l'activite, rapportee a un instant quelconque, d'un detecteur de neutrons; 5) les rapports des densites de neutrons en plusieurs points par la methode des detecteurs. (M.B.)

Study of FeC1{sub 2} by neutron diffraction; Etude de Fe C1{sub 2} par diffraction de neutrons

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Herpin, A; Meriel, P [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France)

1959-07-01

Magnetic measurements have shown that anhydrous ferrous chloride behaves as a metamagnetic at temperatures below 24 deg. K, in other words as an antiferromagnetic sensitive to the action of an external field of moderate strength. The aim of the neutron diffraction study is to determine precisely the arrangement of the magnetic moments, and to follow its evolution as a function of the applied field. (author) [French] Des mesures magnetiques ont montre que le chlorure ferreux anhydre se comporte comme un metamagnetique a une temperature inferieure a 24 deg. K, c'est a dire comme un antiferromagnetique sensible a l'action d'un champ exterieur modere. L'etude par diffraction de neutrons a pour buts de preciser la disposition des moments magnetiques et de suivre son evolution en fonction du champ applique. (auteur)

Neutron resonance spectroscopy

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Gunsing, F

2005-06-15

The present document has been written in order to obtain the diploma 'Habilitation a Diriger des Recherches'. Since this diploma is indispensable to supervise thesis students, I had the intention to write a document that can be useful for someone starting in the field of neutron resonance spectroscopy. Although the here described topics are already described elsewhere, and often in more detail, it seemed useful to have most of the relevant information in a single document. A general introduction places the topic of neutron-nucleus interaction in a nuclear physics context. The large variations of several orders of magnitude in neutron-induced reaction cross sections are explained in terms of nuclear level excitations. The random character of the resonances make nuclear model calculation predictions impossible. Then several fields in physics where neutron-induced reactions are important and to which I have contributed in some way or another, are mentioned in a first synthetic chapter. They concern topics like parity nonconservation in certain neutron resonances, stellar nucleosynthesis by neutron capture, and data for nuclear energy applications. The latter item is especially important for the transmutation of nuclear waste and for alternative fuel cycles. Nuclear data libraries are also briefly mentioned. A second chapter details the R-matrix theory. This formalism is the foundation of the description of the neutron-nucleus interaction and is present in all fields of neutron resonance spectroscopy. (author)

Neutron measurements in the core and blankets of the reactor Rapsodie; Mesures neutroniques dans le coeur et les couvertures de Rapsodie

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Gourdon, J; Edeline, J C [Commissariat a l' Energie Atomique, 13 - Cadarache (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1968-07-01

Beside a brief general discussion, the report contains all the core and blanket neutronic measurements. It covers successively the methods, the measurements themselves and the results. The later concern: spectral indexes, axial and radial fission rates, activation foil measurements and neutronic power determination. (authors) [French] Apres une breve description generale de RAPSODIE, le rapport presente l'ensemble des mesures neutroniques faites dans le coeur et les couvertures. Il traite dans l'ordre des methodes, des mesures et enfin des resultats qui concernent: les indices de spectres, les taux de fission axiaux et radiaux, les mesures par detecteurs par activation, la determination de la puissance, neutronique. (auteurs)

Proposed second harmonic acceleration system for the intense pulsed neutron source rapid cycling synchrotron

International Nuclear Information System (INIS)

Norem, J.; Brandeberry, F.; Rauchas, A.

1983-01-01

The Rapid Cycling Synchrotron (RCS) of the Intense Pulsed Neutron Source (IPNS) operating at Argonne National Laboratory is presently producing intensities of 2 to 2.5 x 10 12 protons per pulse (ppp) with the addition of a new ion source. This intensity is close to the space charge limit of the machine, estimated at approx.3 x 10 12 ppp, depending somewhat on the available aperture. With the present good performance in mind, accelerator improvements are being directed at: (1) increasing beam intensities for neutron science; (2) lowering acceleration losses to minimize activation; and (3) gaining better control of the beam so that losses can be made to occur when and where they can be most easily controlled. On the basis of preliminary measurements, we are now proposing a third cavity for the RF systems which would provide control of the longitudinal bunch shape during the cycle which would permit raising the effective space charge limit of the accelerator and reducing losses

Anisotropies of the neutron emission of the 'Focus' discharge compared with different theoretical models; Anisotropies de l'emission neutronique de la decharge 'Focus' comparees a divers modeles theoriques

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Patou, Claude; Simonnet, Alain

1969-08-06

When a plasma emits enough neutrons to make an analysis of this neutrons possible, the study of emission characteristics allows the mechanism governing fusion reaction to be specified. The experimental study of neutron flow and energy anisotropies is herein compared with various possible theoretical models. It seems that the 'Boiler' model (thermal plasma in movement) matches the obtained results. Only observed flow values in the discharge axis remain unexplained. Although the study approach does not allow to be sure of plasma thermalization in the strict meaning of the term, it seems that there is a relatively well established anisotropy of the speed distribution function of reacting ions [French] Lorsqu'un plasma emet suffisamment de neutrons pour les soumettre a l'analyse, l'etude des caracteristiques de l'emission permet de preciser le mecanisme responsable des reactions de fusion. L'etude experimentale des anisotropies du flux et de l'energie des neutrons est comparee a divers modeles theoriques possibles. Il semble que le modele du 'Boiler' - plasma thermique en mouvement - s'accorde avec nos resultats. Seules les valeurs des flux observes selon l'axe de la decharge restent sans explication. Bien que ce moyen d'etude ne permette pas d'etre certain de la thermalisation du plasma au sens strict du terme, il semble cependant qu'on se trouve en presence d'une isotropie relativement bien realisee de la fonction de distribution des vitesses des ions qui entrent en reaction. (auteurs)

Neutron diffraction study at 0.3 K of the magnetic properties of rare-earth aluminium or gallium garnets; Etude par diffraction des neutrons a 0,3 K des proprietes magnetiques de grenats de terre rare et d'aluminium ou de gallium

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1969-03-01

In order to study ordered magnetic states below 1.5 deg. K by neutron diffraction measurements, a helium-3 cryostat has been realised in which the thermalization of a great quantity of powdered sample is performed by a helium-4 superfluid film, and which leaves the possibility of applying an external magnetic field. We thus studied essentially the magnetic phase transitions of rare-earth aluminium or gallium garnets. First we determined the antiferromagnetic structures of the erbium gallium garnet (T{sub N} = 0.79 deg. K) and of the neodymium gallium garnet (T{sub N} = 0.516 deg. K). The metamagnetic behavior of the erbium gallium garnet has been observed and compared to that of the dysprosium aluminium garnet. Second we considered the 'non-Kramers' ions Tb{sup 3+} and Ho{sup 3+} in the aluminium garnets. In this case, only two single ground states (well isolated from upper levels) have to be considered. A molecular field model with purely magnetic dipolar interactions, leads then to the existence of magnetic phase transition with antiferromagnetic ordering. This has been observed for the terbium-aluminium garnet below T{sub N} 1.35 deg. K and for the holmium-aluminium garnet below T{sub N} {approx} 0.98 deg. K. (author) [French] Afin d'acceder a l'etude par diffraction des neutrons des etats magnetiques ordonnes en-dessous de 1,5 deg. K, nous avons realise un cryostat a helium-3 qui assure la mise en temperature de la quantite importante d'echantillon en poudre a l'aide d'un film d'helium-4-superfluide, et qui laisse la possibilite d'application d'un champ magnetique exterieur. Nous avons essentiellement etudie avec cette technique les transitions de phase magnetique de grenats de terre rare et d'aluminium ou de gallium. C'est ainsi qu'on a determine l'ordre antiferromagnetique dans les grenats de gallium-erbium (T{sub N} = 0,79 deg. K) et de gallium-neodyme (T{sub N} = 0,516 deg. K). Le comportement metamagnetique du grenat de gallium-erbium a ete mis en evidence

Vulnérabilité et adaptation aux changements climatiques des ...

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

21 avr. 2016 ... Pour certains, les changements se produisent progressivement, tandis que pour d'autres, des transformations radicales surviennent après des événements déterminants tels que des cyclones violents. Les agriculteurs pensent que la détérioration de l'environnement – et surtout la déforestation rapide – en ...

Setting-Up of a Neutron Dosimeter Using Ionographic Tracks in an Insulating Solid; Realisation d'un Dosimetre a Neutrons Utilisant les Traces Ionographiques dans un Solide Isolant

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Carfi, N.; Dugnani Lonati, R.; Mangialajo, M. [Centro Informazioni Studi Esperienze, Segrate, Milan (Italy)

1971-06-15

The use of dielectrics such as mica, glasses and plastic materials for charged particle track recording has been developed in the past years; track recording of fission fragments produced in fissile materials under neutron irradiation is particularly interesting. The method has not as yet been applied to neutron dosimetry owing to the difficulties of track observation and counting using optical microscopes. A method has recently been proposed which results in markedly reduced counting times, electronic counting of the electric discharges between two electrodes through the dielectric which was perforated by the fission fragments. The reasons for adopting this new technique to set-up a neutron dosimeter are: (a) economic advantages, since a rather simple electronic instrumentation will give a reading of the dosimeter, preparation of which can be carried out immediately and at a modest cost; (b) fast reading, since the response can be obtained in less than two hours from irradiation; (c) dosimetric advantages owing to the lack of fading and insensitivity to {beta} or {gamma} radiations. The present work describes the method adopted and the equipment used to set up the dosimeter. Results are reported and briefly discussed. (author) [French] Au cours des dernieres annees on a assiste a un developpement remarquable de l' utilisation d' isolants tels que le mica, les verres et les materiaux plastiques pour l' enregistrement des traces de particules chargees; l' enregistrement des traces de fragments de fission produits dans les materiaux fissiles sous irradiation neutronique est particulierement interessant. Cette methode n'a pas, jusqu a present, ete appliquee a la dosimetrie des neutrons a cause des difficultes que presentent l' observation et le comptage des traces au microscope optique. On a propose recemment une methode qui permet de reduire considerablement la duree de l' operation en comptant electroniquement les decharges electriques qui se produisent entre deux

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1964-07-01

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

Cross-Sections for Low-Energy Neutron-Induced Fission; Sections Efficaces de Fission pour des Neutrons de Faible Energie; 0421 0415 0427 0415 041d 0418 042f 0414 0415 041b 0415 041d 0418 042f , 0412 042b 0417 0412 0410 041d 041d 041e 0413 041e 041d 0415 0419 0422 0420 041e 041d 0410 041c 0418 041d 0418 0417 K 041e 0419 042d 041d 0415 0420 0413 0418 0418 ; Secciones Eficaces en la Fision Inducida por Neutrones de Baja Energia

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Rae, E. R. [Atomic Energy Research Establishment, Harwell, Didcot, Berks. (United Kingdom)

1965-07-15

The cross-sections of the heavy nuclei for neutron-induced fission are of fundamental importance to the technology of nuclear energy production. The manner in which these cross-sections vary with the neutron energy and with the mass and charge of the target nuclei also provides much information on the structure of heavy nuclei. In the case of a thermally fissile target nucleus, as the neutron energy is increased from thermal the cross-section first exhibits an inverse velocity dependence, followed by a region in which sharp resonance peaks appear, and finally a continuum region where the cross-section exhibits relatively smooth steps and breaks. All these phenomena can be explained in principle, but certain features of the data have proved very difficult to explain quantitatively. Recent cross-section measurements, stimulated by the needs of reactor technology, have concentrated on improving the energy resolution and accuracy of the data on fuel materials, and this has led to a more detailed study of the resonance region, which is of considerable interest for reactor Doppler effect calculations. More accurate measurements at rather higher energies have established the existence of appreciable fission cross-sections below the so-called fission threshold in certain cases. Careful measurements of this nature have in turn stimulated interest in the interpretation of the cross-sections in terms of nuclear models on a firm quantitative basis. This paper outlines the main features of neutron-induced-fission cross-sections and their interpretation. Some emphasis is placed on recent improvements in the quality of the measurements and in attempts at quantitative interpretation of certain aspects of the data. (author) [French] Les sections efficaces de fission des noyaux lourds ont une importance essentielle pour la technologie de la production d'energie d'origine nucleaire. La maniere dont ces sections efficaces varient Selon l'energie des neutrons et Selon la masse et la

Study of FeC1{sub 2} by neutron diffraction; Etude de Fe C1{sub 2} par diffraction de neutrons

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Herpin, A.; Meriel, P. [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France)

1959-07-01

Magnetic measurements have shown that anhydrous ferrous chloride behaves as a metamagnetic at temperatures below 24 deg. K, in other words as an antiferromagnetic sensitive to the action of an external field of moderate strength. The aim of the neutron diffraction study is to determine precisely the arrangement of the magnetic moments, and to follow its evolution as a function of the applied field. (author) [French] Des mesures magnetiques ont montre que le chlorure ferreux anhydre se comporte comme un metamagnetique a une temperature inferieure a 24 deg. K, c'est a dire comme un antiferromagnetique sensible a l'action d'un champ exterieur modere. L'etude par diffraction de neutrons a pour buts de preciser la disposition des moments magnetiques et de suivre son evolution en fonction du champ applique. (auteur)

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1963-07-01

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

Some Measurements of Thermal Neutron Spectra; Mesure de Spectres de Neutrons Thermiques; Nekotorye izmereniya spektrov teplovykh nejtronov; Algunas Mediciones de Espectros de Neutrones Termicos

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Poole, M. J.; Schofield, P.; Sinclair, R. N. [United Kingdom Atomic Energy Authority, Research Group, Atomic Energy Research Establishment, Harwell (United Kingdom)

1964-04-15

River scattering-law data, in an attempt to predict the shape of the energy spectrum at positions in both blocks. A second experiment introduces a spatial discontinuity instead of thermal. A disc of cadmium sufficiently thick to be black to all neutrons below 0.4 eV is fixed centrally in a tank of water and spectra have been measured near to the disc as a function both of position and of direction of travel of the neutrons (relative to the plane of the cadmium). Finally may be mentioned spectrum measurements in a graphite-uranium lartice which provide a check on spectrum calculations in reactor geometry. Many spectrum experiments can be carried out in either critical or subcritical geometry, and in some discussion is given of the relative merits of those two methods of approach. (author) [French] Les auteurs ont entrepris a Harwell l'execution de travaux complementaires pour determiner la loi de diffusion dans le ralentisseur et pour verifier la validite de cette loi en procedant a des mesures du spectre. La plupart des experiences sur la loi de diffusion ont ete faites a Chalk River (Canada); le traitement des donnees se fait au Laboratoire national d'Argonne (Etats-Unis), et l'analyse ainsi que l'extrapolation necessaire des resultats des mesures se font a Harwell. Les mesures du spectre se divisent naturellement en deux groupes. En utilisant la spectroscopie du temps de vol, les auteurs ont fait un grand nombre de mesures de spectres de neutrons thermiques dans des ralentisseurs empoisonnes homogenes. Ces travaux completent ceux qui ont deja ete effectues par les auteurs et par Beyster et al.; ils servent a verifier les valeurs des sections efficaces du transfert d'energie o(E -> E) deduites de la loi de diffusion en usage. Toutefois, cette experience n'est nullement sensible aux variations angulaires de la diffusion ni a la partie de la section efficace de diffusion qui ne comporte pas de changement de l'energie du neutron diffuse; or, ces deux facteurs ont leur

Neutronic measurements of radioactive waste; Les mesures neutroniques des dechets radioactifs

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Perot, B

1997-12-31

This document presents the general matters involved in the radioactive waste management and the different non destructive assays of radioactivity. The neutronic measurements used in the characterization of waste drums containing emitters are described with more details, especially the active neutronic interrogation assays with prompt or delayed neutron detection: physical principle, signal processing and evaluation of the detection limit. (author).

Silicon P.I.N. Junctions used for studies of radiation damage; Etude de l'irradiation aux neutrons rapides du silicium au moyen de jonctions P.I.N

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1964-06-01

Irradiation of silicon P.I.N. junction has been studied primarily for the purpose of developing a radiation damage dosimeter, but also for the purpose of investigating silicon itself. It is known that the rate of recombination of electrons and holes is a linear function of defects introduced by neutron irradiation. Two methods have been used to measure that rate of recombination: forward characteristic measurements, recovery time measurements. In order to explain how these two parameters depend on recombination rate we have given a theory of the P.I.N. junction. We have also given an idea of the carrier lifetime dependence versus temperature. Annealing effects in the range of 70 to 700 K have also been studied, we found five annealing stages with corresponding activation energies. As an application for these studies, we developed a radiation damage dosimeter with which we made several experiments in facilities such as Naiade or Marias. (author) [French] L'irradiation de structures P.I.N. etait faite dans le but d'etudier principalement la mise au point d'un dosimetre a ''radiation damage'' et aussi pour etudier plus profondement le silicium lui-meme. On sait que le taux de recombinaison electrons-trous est une fonction lineaire du taux de defauts introduits par irradiation aux neutrons. Deux methodes ont ete utilisees pour atteindre ce taux de recombinaison: mesures de la caracteristique directe, mesures du temps de retournement. Pour expliquer de quelle facon ces parametres dependent du taux de recombinaison. Nous avons donne une theorie de la jonction P.I.N. Nous avons aussi donne l'allure des variations du temps de vie des porteurs en fonction de la temperature. Nous avons d'autre part effectue des recuits entre 70 et 700 K, domaine dans lequel nous avons trouve cinq etapes de ''guerison'' avec les energies d'activation correspondantes. En application de ces etudes nous avons mis ou point un dosimetre a ''radiation damage'' avec lequel nous avons effectue des

Migration, pauvreté rurale et gestion communautaire des ressources ...

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

La migration, les déplacements et les réinstallations forcées sont loin d'être des phénomènes nouveaux au Cambodge. Après des années d'agitation et de troubles de l'ordre civil, et en raison de la croissance rapide de la population et du développement agricole, la plupart des terres irriguées et inondables au Cambodge ...

Kinetics of heterogeneous systems; La cinetique des milieux heterogenes

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1967-07-01

In this report, a general transport theory treatment is presented for the kinetics study as applied to finite heterogeneous systems. The theory is applicable to experiments near the critical point as well as to pulsed neutron experiments on multiplying or non-multiplying lattices. The general method is also applied to exponential experiments on infinite non-diverging lattices. The particularity of the present study is the explicit introduction of heterogeneity in the formulation and the search for the dependence of the parameters on the buckling of the finite medium. As a result of this, the finite medium parameters are in the first place expressed in terms of the corresponding infinite medium ones through the buckling and the anisotropic migration areas, and in the second place all the parameters are expressed as integrals only over an unit cell instead of over the whole pile. A preliminary less detailed study is first made in order to distinguish clearly between what are called 'dynamic parameters' and 'static parameters', and to define the meanings given in this report to these two terms. In the appendices are given approximate one-group treatments for the study of the dynamic fine structure, the time constant in infinite lattices, and the anisotropic diffusion coefficients in non-multiplying lattices. (author) [French] On presente dans ce rapport une methode generale, utilisant la theorie du transport pour l'etude de la cinetique des milieux finis heterogenes. La theorie est applicable aussi bien aux experiences pres de la criticite qu'aux experiences par sources pulsees de neutrons sur des reseaux multiplicateurs ou non-multiplicateurs. La methode generale est aussi appliquee aux experiences exponentielles sur des reseaux infinis non-divergents. La particularite de l'etude est l'introduction explicite de l'heterogeneite dans la formulation et la recherche de la dependance des parametres par rapport au laplacien du reseau fini. Il en resulte d'une part que les

Some methods for the detection of fissionable matter; Quelques methodes de detection des corps fissiles

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1967-03-01

A number of equipments or processes allowing to detect uranium or plutonium in industrial plants, and in particular to measure solution concentrations, are studied here. Each method has its own field of applications and has its own performances, which we have tried to define by calculations and by experiments. The following topics have been treated: {gamma} absorptiometer with an Am source, detection test by neutron multiplication, apparatus for the measurement of the {alpha} activity of a solution, fissionable matter detection by {gamma} emission, fissionable matter detection by neutron emission. (author) [French] On examine ici plusieurs appareils ou procedes qui permettent de detecter l'uranium ou le plutonium dans les installations industrielles, et en particulier de mesurer les concentrations de solutions. Chacune des methodes a son domaine d'application et ses performances, qu'on a tente de definir par le calcul et par des experiences. Les sujets traites sont les suivants: absorptiometre {gamma} a source d'americium, essais de detection par multiplication neutronique, appareil de mesure de l'activite {alpha} d'une solution, detection des matieres fissiles par leur emission {gamma}, detection des matieres fissiles par leur emission neutronique. (auteur)

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)

Study of some properties of bound levels and virtual levels excited with resonance neutrons; Etude de quelques proprietes de niveaux lies et de niveaux virtuels excites a l'aide de neutrons de resonance

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Alves, R N [Commissariat a l' Energie Atomique, 91 - Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1968-05-01

Many neutron resonance parameters of some nuclei with a spin value I 3/2 ({sup 35}Cl, {sup 37}Cl, {sup 63}Cu, {sup 65}Cu, {sup 197}Au) are determined to find the strength function S{sub 0} with accuracy. For those nuclei, the S{sub 0} value seems not to depend on the spin value J=1 or 2 but could be depend on neutron energy for {sup 197}Au. Total radiative width variation against mass number A and spacing distributions between resonances (for {sup 197}Au) are studied and discussed. Analysis methods of neutron capture experiments are described in detail and level schemes of Cl, Mn, Fe, Co, Cu, Tm, Hg are presented sometimes with the spin value. Intensities of E{sub 1} and M{sub 1} transitions with direct capture and interference effects are discussed in view of experimental results. (author) [French] On determine les parametres des resonances de quelques noyaux de spin I 3/2 ({sup 35}Cl, {sup 37}Cl, {sup 63}Cu, {sup 65}Cu, {sup 197}Au) en nombre suffisant pour obtenir la fonction densite S{sub 0} avec precision. Cette valeur S{sub 0} apparat pour ces noyaux etre independante de la valeur du spin J=1 ou 2 mais para?t, dans le cas de {sup 197}Au, dependre de l'energie. On etudie et on essaie d'interpreter la variation de la largeur radiative totale {gamma}{sub {gamma}} en fonction du nombre de masse A et les distributions des espacements entre resonances pour {sup 197}Au. On expose en detail les methodes d'analyse des experiences de capture et on presente les schemas des niveaux des noyaux: Cl, Mn, Fe, Co, Cu, Tm, Hg. Les intensites des transitions de type E{sub 1} et M{sub 1} ainsi que les effets d'interference et de capture directe sont discutes. (auteur)

Searching for dark matter with neutron star mergers and quiet kilonovae

Science.gov (United States)

Bramante, Joseph; Linden, Tim; Tsai, Yu-Dai

2018-03-01

We identify new astrophysical signatures of dark matter that implodes neutron stars (NSs), which could decisively test whether NS-imploding dark matter is responsible for missing pulsars in the Milky Way galactic center, the source of some r -process elements, and the origin of fast-radio bursts. First, NS-imploding dark matter forms ˜10-10 solar mass or smaller black holes inside neutron stars, which proceed to convert neutron stars into ˜1.5 solar mass black holes (BHs). This decreases the number of neutron star mergers seen by LIGO/Virgo (LV) and associated merger kilonovae seen by telescopes like DES, BlackGEM, and ZTF, instead producing a population of "black mergers" containing ˜1.5 solar mass black holes. Second, dark matter-induced neutron star implosions may create a new kind of kilonovae that lacks a detectable, accompanying gravitational signal, which we call "quiet kilonovae." Using DES data and the Milky Way's r-process abundance, we constrain quiet kilonovae. Third, the spatial distribution of neutron star merger kilonovae and quiet kilonovae in galaxies can be used to detect dark matter. NS-imploding dark matter destroys most neutron stars at the centers of disc galaxies, so that neutron star merger kilonovae would appear mostly in a donut at large radii. We find that as few as ten neutron star merger kilonova events, located to ˜1 kpc precision could validate or exclude dark matter-induced neutron star implosions at 2 σ confidence, exploring dark matter-nucleon cross-sections 4-10 orders of magnitude below current direct detection experimental limits. Similarly, NS-imploding dark matter as the source of fast radio bursts can be tested at 2 σ confidence once 20 bursts are located in host galaxies by radio arrays like CHIME and HIRAX.

Pulsed Neutron Studies of BeO-Natural Uranium Lattices; Etudes de Reseaux Uranium Naturel-Glucine, par la Methode des Neutrons Pulses; Issledovanie reshetok BeO-prirodnyj uran s pomoshch'yu impul'snykh nejtronov; Estudio de Reticulados de Beo-Uranio Natural con Ayuda de Neutrones Pulsados

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Joshi, B. V.; Nargundkar, V. R.; Subbarao, K. [Atomic Energy Establishment Trombay, Bombay (India)

1965-10-15

The use of the pulsed neutron method for determination of the diffusion parameters and multiplication constants of lattices is described. The diffusion parameters and multiplication constants of BeO-natural uranium lattices are obtained by this method. The uranium rods used were 2.92 cm diameter clad in aluminium 0.072 cm thick and were arranged vertically in channels of square cross-section 5 cm x 5 cm, in a square lattice of pitch 15 cm. The neutron bursts were produced from a cascade accelerator by pulsing the ion source and using the Be(d,n) reaction. The detectors were enriched boron trifluorfde proportional counters. The space and time harmonics were eliminated as described by the authors in another paper at this Symposium. The decay constant of the fundamental mode was determined for several bucklings, far from criticality. In these calculations the effect of diffusion cooling and anisotropy was taken into account. All the diffusion and multiplication constants were determined by the method of least squares fit by three different approaches. The prompt critical buckling was determined by solving the decay constant equation for {lambda} = 0. The final results are: Diffusion length L = 15.2 cm Absorption constant {lambda}{sub 0} = 762.5 s{sup -1}. Diffusion coefficient D = 1.761 x 10{sup 5} cm{sup 2}/s Diffusion cooling constant C = -8.766 x 10{sup 5} cm{sup 4}/s Age {tau} = 150.7 cm{sup -2} Infinite multiplication factor k{sub {infinity}} = 1.126 Prompt critical buckling B{sup 2} = 3.00 x 10{sup -4} cm{sup -2}. (author) [French] Les auteurs decrivent l'utilisation de la methode des neutrons puises pour la determination des parametres de diffusion et des constantes de multiplication des reseaux. Cette methode permet d'obtenir les parametres de diffusion et les constantes de multiplication du reseau uranium naturel-glucine. Les barres d'uranium utilisees avaient un diametre de 2,92 cm et un gainage'd'aluminium d'une epaisseur de 0,072 cm elles etaient disposees

Double time-of-flight fast neutron spectrometry and study of the reaction Be{sup 9}(n,2n); Spectrometrie de neutrons rapides a double temps de vol et etude de la reaction Be{sup 9}(n,2n)

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1964-10-01

The interaction between 14,5 MeV neutrons and Be{sup 9} was studied by a double time-of-flight method. The energy E{sub 1} and E{sub 2} of the (n,2n) reaction was measured (over all resolution 2 ns, flight path 1,50 m), the two neutrons being in the same plane with incident neutron and the scattering angle 30 degrees (angular resolution 3 degrees): 310 (n,2n) events were identified by electronic method (with photographic control) and by the kinematics (430 'back-ground' events, 1.3*10{sup 11} incident neutrons, one (n,2n) event per hour) corresponding principally (> 90 per cent) to the formation of resonant states between 4 particles (2 {alpha} and 2 neutrons) of the final state: Be{sup 8}(0) {sigma} {approx_equal} 170 mb, Be{sup 8*} (2,9 MeV) {sigma} {approx_equal} 165 mb, Be{sup 9*} (6,76 MeV) Be{sup 8}(0) {sigma} {approx_equal} 95 mb. (author) [French] La reaction Be{sup 9}(n,2n) a ete etudiee avec des neutrons de 14,5 MeV. On a mesure simultanement l'energie E{sub 1} et E{sub 2} par deux temps-de-vol (base-de-vol 1,50 m, resolution totale 2 ns), les deux neutrons etant dans le meme plan de diffusion et a 30 degres du neutron incident (resolution angulaire 3): 310 evenements (n,2n) ont ete identifies a l'aide de criteres electroniques (controles par methode photographique) et de criteres cinematiques (430 evenements parasites et fortuits, 1,3.10{sup 11} neutrons incidents, un evenement reel par heure) et sont principalement (> 90 pour cent) groupes en amas dans un diagramme type Dalitz (plan E{sub 1} E{sub 2}) correspondant aux etats resonnants: Be{sup 8}(0) {sigma} {approx_equal} 170 mb, Be{sup 8*} (2,9 MeV) {sigma} {approx_equal} 165 mb, Be{sup 9*} (6,76 MeV) Be{sup 8}(0) {sigma} {approx_equal} 95 mb.

Contribution to the study of the interaction of slow neutrons with {sup 235}U using the time-of-flight method; Contribution a l'etude par la methode du temps de vol de l'interaction de neutrons lents avec l'U{sup 235}

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1964-05-15

This study concerns the properties of the excited levels of uranium 236 obtained by interaction of slow neutron with uranium 235. The experiments have been carried out at the Saclay linear electron accelerator by use of the time of flight method. In the first part of this paper, we examine the technical and physical conditions which rule the experiments: compromise between resolution and counting rate, time dispersion due to the slowing down of the neutrons and crystalline binding effects. In a second part the experimental results i.e. total, fission and ternary fission cross sections are given. The third part deals with the analysis of these results: the resonance parameters determination ({tau}{sub n}, {tau}{sub {gamma}}, {tau}{sub f}), the study of their statistical distribution and of their correlations. We tried some classifications of the resonances according to their parameters and compared these classifications to each other and to other results. At least the evidence of a cross section correlation with a range smaller than 100 eV seems to be confirmed. (author) [French] Cette etude porte sur les proprietes des niveaux excites de l'Uranium-236 obtenus par l'interaction de neutrons lents avec le {sup 235}U. La technique experimentale est celle de la spectrometrie par temps de vol, les experiences ayant ete realisees aupres de l'accelerateur lineaire d'electrons de Saclay, Dans une premiere partie nous examinons les donnees techniques et physiques conditionnant les experiences: compromis entre resolution et taux de comptage, dispersion en temps due au ralentissement des neutrons, effet des liaisons cristallines. Dans une deuxieme partie sont exposes les resultats experimentaux: sections efficaces totales, de fission et de fission ternaire du {sup 235}U. Une troisieme partie porte sur l'analyse de ces resultats: determination des parametres ({tau}{sub n}, {tau}{sub {gamma}}, {tau}{sub f}), etude de leurs distributions statistiques et des correlations entre ces

Etat des lieux et perspectives du pin sylvestre en Wallonie

OpenAIRE

Thibaut, K.; Colson, Vincent; Lecomte, H.; Claessens, Hugues

2007-01-01

Si le pin sylvestre fut l’un des pionniers de la reforestation de nos contrées, l’engouement qu’il suscita au XIXe siècle semble aujourd’hui bien retombé. À travers l’analyse de la ressource disponible et d’une rapide enquête auprès des cantonnements de la DNF, l’article propose un état des lieux de cette essence et discute de ses perspectives dans le contexte actuel.

Continuous measurement of neutron flux with the help of a converter; Mesure continue des flux de neutrons a l'aide d'un dispositif convertisseur

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1964-07-01

The device described in this report is working from this following principle: an element, the thermal neutron activate of which has a short period and is emitter of a {beta} particle, is surrounded with a dielectric which is itself surrounded by a conducting metal. {beta} particles are stopped in the conducting metal. Thus an electric current rises between the emitter element and the collector metal. The experimental study has been-done with rhodium as emitter. The linearity as function of thermal flux of the power of the pile, the accuracy, the efficiency of the device have been measured and are satisfactory. Just the stability of the measure equipment is not very good. This method gives, us at moment the instantaneous flux and the integrated flux, is well adapted for the measurements in pile to execute on loops. It is possible to continue to perfect the process. (authors) [French] Le dispositif decrit dans ce rapport fonctionne d'apres le principe suivant: un corps, dont le produit d'activation en neutrons thermiques a une courte periode et est emetteur d'une particule {beta}, est entoure d'un dielectrique lui-meme entoure d'un metal conducteur. Les particules {beta} sont arretees dans le metal conducteur. Il y a ainsi naissance d'un courant electrique entre le corps emetteur et le metal collecteur. L'etude experimentale a ete menee avec le rhodium comme emetteur. La linearite en fonction du flux thermique, de la puissance de la pile, la precision, le rendement du dispositif ont ete mesures et sont satisfaisants. Seule la stabilite de l'appareillage de mesure n'est pas tres bonne. Cette methode, qui peut nous donner a tout instant le flux instantane et le flux integre, est tout a fait adaptee aux mesures en pile a effectuer. sur des boucles. On peut poursuivre la mise au point du procede. (auteurs)

Synthèses des propargylamines sur des catalyseurs Au-Co / TiO2

OpenAIRE

FEKIR, Amina

2015-01-01

La réaction de couplage C-C est une réaction fondamentale de la chimie organique. C’est une transformation qui permet l'association de deux radicaux hydrocarbures. Cette réaction, réalisée à partir d’un dérivé de bore et d’un dérivé électrophile, en présence d’un catalyseur organométallique et d’une base[1]. Actuellement, un des défis de la chimie fondamentale et industrielle est de synthétiser rapidement des collections de molécules (appelées également chimiothèques) pour pouv...

Introduction au droit des traités

CERN Document Server

Reuter, Paul

1985-01-01

Cet ouvrage est une version mise à jour et approfondie d'une étude publiée d'abord en 1972 par les Éditions A. Colin, puis par les Presses Universitaires de France en 1985. Il porte sur un des sujets les plus fondamentaux du droit international public, à savoir le droit des traités. Commentaire de la Convention de Vienne relative au droit des traités de 1969, ce livre a d'emblée recueilli un succès considérable aussi bien auprès des spécialistes que des étudiants, devenant rapidement un instrument de travail indispensable pour tous ceux qui sont concernés par cette nouvelle œuvre de codification. L'édition actuelle, entièrement remaniée, se réfère aussi à la Convention de Vienne de 1982 sur les traités conclus par les organisations internationales.

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1958-07-01

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

Study of the pulsation of an ion accelerator giving 20 nano-second pulses; Etude de la pulsation d'un accelerateur d'ions fournissant des impulsions d'une duree de 20 nano-secondes

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1965-03-01

In order to measure fast neutron spectra by the time-of-flight method, we have studied a pulsed ion-source which has been placed on the 600 kV electrostatic accelerator at Fontenay-aux-Roses. We examine successively: the ion-source itself, its extraction device, the focussing equipment and the pulsation system constituted by a slit which is swept by the beam. Using this ion-source it is possible to obtain a direct current of deutons of over 800 {mu}A, and clouds having a duration which can be adjusted to between 15 and 40 nano-seconds. (author) [French] Pour mesurer des spectres de neutrons rapides par la methode de temps de vol, nous avons etudie une source d'ions pulsee qui a ete placee sur l'accelerateur electrostatique de 600 kV de Fontenay-aux-Roses. Nous examinons successivement: la source d'ions elle-meme, son dispositif d'extraction, l'optique de focalisation et le systeme de pulsation constituee par le balayage du faisceau devant une fente. La source d'ions permet d'obtenir un courant continu de deutons superieur a 800 {mu}A et des bouffees d'une duree reglable comprise entre 15 et 40 nanosecondes. (auteur)

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1969-04-01

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

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1969-04-01

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

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

In the first part is studied the properties of atoms excited by the passage of {alpha} particles through the various rare gases at atmospheric pressure. A spectral analysis of the emitted light showed that certain impurities play an important part in producing the fluorescence, and it has led to the conclusion that the light emission contains at least two components - one very short - lived due to the direct deexcitation of the rare gas, the other relatively slower due to the energy transfers to the impurity. The measurement of the life-time of the excited states has confirmed this foregoing hypothesis, the rapid part of the impulse is extremely short: less than 2,25.10{sup -9} s in the case of xenon; the slower part has a life-time depending directly on the nitrogen concentration, nitrogen being the impurity giving the largest effect in all cases. The study of rare gases under the influence of an electric field has made it possible to show that the amount of light produced by an {alpha} particle can be multiplied (by 60, for example, in a field of 600 V:cm) so that the luminescent efficiency is greater than in the case of INaTI. In the second part the characteristics of the rare gases acting as scintillators is examined, the most important property being the absence of fluorescence saturation when the intensity of the excitation incident on the gas is very large. This, together with the very short time of scintillation has made it possible to study a certain number of nuclear physical applications (heavy particle energy-measurements, kinetic studies on nuclear reactors, neutron spectroscopy). (author) [French] On etudie dans la premiere partie les proprietes des atomes excites par le passage de particules {alpha} dans les differents gaz rares a la pression atmospherique. L'etude spectrale de la lumiere emise a montre que certaines impuretes jouent un role considerable dans la fluorescence et on a ete amene a penser que l'emission de lumiere comporte au moins deux

Contribution to the study of the interaction of slow neutrons with {sup 235}U using the time-of-flight method; Contribution a l'etude par la methode du temps de vol de l'interaction de neutrons lents avec l'U{sup 235}

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1964-05-15

This study concerns the properties of the excited levels of uranium 236 obtained by interaction of slow neutron with uranium 235. The experiments have been carried out at the Saclay linear electron accelerator by use of the time of flight method. In the first part of this paper, we examine the technical and physical conditions which rule the experiments: compromise between resolution and counting rate, time dispersion due to the slowing down of the neutrons and crystalline binding effects. In a second part the experimental results i.e. total, fission and ternary fission cross sections are given. The third part deals with the analysis of these results: the resonance parameters determination ({tau}{sub n}, {tau}{sub {gamma}}, {tau}{sub f}), the study of their statistical distribution and of their correlations. We tried some classifications of the resonances according to their parameters and compared these classifications to each other and to other results. At least the evidence of a cross section correlation with a range smaller than 100 eV seems to be confirmed. (author) [French] Cette etude porte sur les proprietes des niveaux excites de l'Uranium-236 obtenus par l'interaction de neutrons lents avec le {sup 235}U. La technique experimentale est celle de la spectrometrie par temps de vol, les experiences ayant ete realisees aupres de l'accelerateur lineaire d'electrons de Saclay, Dans une premiere partie nous examinons les donnees techniques et physiques conditionnant les experiences: compromis entre resolution et taux de comptage, dispersion en temps due au ralentissement des neutrons, effet des liaisons cristallines. Dans une deuxieme partie sont exposes les resultats experimentaux: sections efficaces totales, de fission et de fission ternaire du {sup 235}U. Une troisieme partie porte sur l'analyse de ces resultats: determination des parametres ({tau}{sub n}, {tau}{sub {gamma}}, {tau}{sub f}), etude de leurs distributions statistiques et

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1967-12-01

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

Old and new neutron stars

International Nuclear Information System (INIS)

Ruderman, M.

1984-09-01

The youngest known radiopulsar in the rapidly spinning magnetized neutron star which powers the Crab Nebula, the remnant of the historical supernova explosion of 1054 AD. Similar neutron stars are probably born at least every few hundred years, but are less frequent than Galactic supernova explosions. They are initially sources of extreme relativistic electron and/or positron winds (approx.10 38 s -1 of 10 12 eV leptons) which greatly decrease as the neutron stars spin down to become mature pulsars. After several million years these neutron stars are no longer observed as radiopulsars, perhaps because of large magnetic field decay. However, a substantial fraction of the 10 8 old dead pulsars in the Galaxy are the most probable source for the isotropically distributed γ-ray burst detected several times per week at the earth. Some old neutron stars are spun-up by accretion from companions to be resurrected as rapidly spinning low magnetic field radiopulsars. 52 references, 6 figures, 3 tables

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

Silicon P.I.N. Junctions used for studies of radiation damage; Etude de l'irradiation aux neutrons rapides du silicium au moyen de jonctions P.I.N

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1964-06-01

Irradiation of silicon P.I.N. junction has been studied primarily for the purpose of developing a radiation damage dosimeter, but also for the purpose of investigating silicon itself. It is known that the rate of recombination of electrons and holes is a linear function of defects introduced by neutron irradiation. Two methods have been used to measure that rate of recombination: forward characteristic measurements, recovery time measurements. In order to explain how these two parameters depend on recombination rate we have given a theory of the P.I.N. junction. We have also given an idea of the carrier lifetime dependence versus temperature. Annealing effects in the range of 70 to 700 K have also been studied, we found five annealing stages with corresponding activation energies. As an application for these studies, we developed a radiation damage dosimeter with which we made several experiments in facilities such as Naiade or Marias. (author) [French] L'irradiation de structures P.I.N. etait faite dans le but d'etudier principalement la mise au point d'un dosimetre a ''radiation damage'' et aussi pour etudier plus profondement le silicium lui-meme. On sait que le taux de recombinaison electrons-trous est une fonction lineaire du taux de defauts introduits par irradiation aux neutrons. Deux methodes ont ete utilisees pour atteindre ce taux de recombinaison: mesures de la caracteristique directe, mesures du temps de retournement. Pour expliquer de quelle facon ces parametres dependent du taux de recombinaison. Nous avons donne une theorie de la jonction P.I.N. Nous avons aussi donne l'allure des variations du temps de vie des porteurs en fonction de la temperature. Nous avons d'autre part effectue des recuits entre 70 et 700 K, domaine dans lequel nous avons trouve cinq etapes de ''guerison'' avec les energies d'activation correspondantes. En application de ces etudes nous avons mis ou point un

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

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)

Development of a 'chronotron' for time of flight fast neutron spectrometer; Realisation d'un chronotron pour spectrometre a neutrons rapides par temps de vol

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1958-10-15

A chronotron using storage circuits of a 100 channels amplitude analyser has been developed in order to measure the time of flight of fast neutrons. A time dilatation is obtained by a distribution of 20 6BN6 tubes. The width at half maximum of prompt coincidences curve is 1,6.10{sup -9} s for {beta}-{gamma} coincidences from An{sup 198} and 2.10{sup -9} s for n-{alpha} coincidences from (d, t) reaction. (author) [French] En vue de realiser un spectrometre a neutrons rapides par temps de vol, un chronotron utilisant les circuits d'enregistrement d'un selecteur d'amplitude de 100 canaux a ete construit. Une dilatation du temps est obtenue a l'aide d'une distribution de 20 lampes 6BN6. La largeur a mi-hauteur de la courbe de resolution est 1,6.10{sup -9} s pour les coincidences {beta}-{gamma} de Au{sup 198} et 2.10{sup -9} s pour les coincidences n-{alpha} de la reaction (d, t). (auteur)

Study of some properties of 's' neutron resonance parameters for target nuclei I = 1/2 and I = 3/2 in function of spin value J = I + 1/2 in the energy range 1 {yields} 5000 eV; Etude de quelques proprietes des parametres de resonances des neutrons ''s'' pour des noyaux cibles I = 1/2 et I = 3/2 en fonction de la valeur du spin J = I + 1/2 dans le domaine d'energie 1 eV {yields} 5000 eV

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1967-05-15

Different kinds of experiments and analysis methods allowing to achieve neutron resonances parameters in the low energy range (1 eV {yields} 5000 eV) are described. A great deal of effort to improve experimental conditions and data processing in order to know the spin value J = I {+-} 1/2 has been spent. The time of flight method was used. A few target nuclei I = 3/2 and 1 = 1/2 have been studied. For I = 3/2 (Ga, As, 3r, Au) we find S{sub o} J = 2 {approx_equal} 2 S{sub o} J = 1 and S{sub o} J = 1 {approx_equal} S{sub o} J = 0 for I = 1/2 (Tm, Pt) but {sup 77}Se. Fluctuations of the total radiative width {gamma}{sub {gamma}} depend on the spin value I = I {+-} 1/2 when E1 transition, are enhanced for one of the both spin states. The magnitude of these fluctuations can be explained of the strength of E1 transitions (E{sub {gamma}} {approx} 7 MeV) is supposed to be proportional to E{sup 5}{sub {gamma}} instead of E{sup 3}{sub {gamma}}. The distribution of levels spacings against spin value J are considered and are compared to theoretical predictions. (author) [French] On decrit les differentes methodes d'analyse permettant d'obtenir les parametres des resonances de neutron dans le domaine d'energie 1 eV {yields} 5000 eV. Un effort particulier a ete fait pour connaitre la valeur du spin J = I {+-} 1/2. Les types d'experience et les analyses des donnees, developpes et ameliores pour determiner J sont decrits. Les resultats obtenus ont permis l'etude de differentes proprietes en fonction du spin J. On trouve: S{sub o} J 2 {approx_equal} 2 S{sub o} J = 1 pour les noyaux I = 3/2 etudies (Ga, As, Br, Au) et S{sub o} J = 1 {approx_equal} S{sub o} J = 0 Pour le Tm et {sup 195}Pt de spin I = 1/2. On constate que les largeurs radiatives totales {gamma}{sub {gamma}} fluctuent si des transitions E1 aux premiers etats excites sont favorisees. Ces fluctuations peuvent etre expliquees si on suppose que les intensites de ces transitions sont proportionnelles a E{sup 5}{sub {gamma

Étude de l'effet modérateur de sels sur la réaction sodium-eau, pour le "lavage" d'assemblages de combustible irradiés issus de réacteurs à caloporteur sodium

OpenAIRE

Lacroix , Marie

2014-01-01

Within the framework of the development of generation IV reactors one of the research tracks is related to the development of fast neutron reactors using fluid sodium heat transfer...; Dans le cadre du développement des réacteurs de génération IV, une des voies de recherche concerne le développement des réacteurs à neutron rapide à caloporteur sodium. Le CEA a pour projet la construction d'un prototype de réacteur de ce type appelé " ASTRID ". En réponse aux besoins de développement de ce pro...

Examples of analysis by activation; Exemples d'analyse par activation

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1955-07-01

We were used various nuclear reactions to do some analysis by neutron or by X-ray activation. We used the french reactor core Zoe as neutrons sources and an Allis-Chalmers betatron as X-rays sources for the dosage of the light elements. The described processes were revealed fast and particularly useful for determination of traces. The fact that most of them don't require any chemical operations, is especially substantial when the solubilization of the sample is difficult. (M.B.) [French] Nous avons utilise des reactions nucleaires diverses pour effectuer des analyses par activation neutronique ou par rayon X. Nous avons utilise la pile francaise Zoe comme sources de neutrons et un betatron Allis-Chalmers comme sources de rayons X pour le dosage des elements legers. Les procedes decrits se sont reveles rapides et particulierement utiles dans la determination des traces. Le fait que, pour la plupart, ils n'exigent pas d'operations chimiques, est particulierement appreciable lorsque la solubilisation des echantillons est difficile. (M.B.)

Measurement of the absolute values of cross-sections in neutron photoproduction (1962); Mesure de sections efficaces de photoproduction de neutrons en valeur absolue (1962)

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1962-07-01

The absolute values of photoneutrons production cross-sections for the case of intermediate and heavy nuclei (lanthanium, cerium, tantalum, gold, lead and bismuth) are determined with an error of 15 per cent. The results obtained agree with theories in which the giant resonance is explained by the collective motion of the protons against the neutrons. The effect of the nuclear deformation on the shape of the giant resonance is seen in the case of Ta{sup 181}, it will be possible to determine the quadrupole momenta of deformed nuclei with a good accuracy when we shall increase the statistics of measurements. (author) [French] Les sections efficaces de production de photoneutrons par divers noyaux moyens et lourds (lanthane, cerium, tantale, or, plomb et bismuth) sont determinees en valeur absolue avec une erreur relative de 15 pour cent. Les resultats obtenus s'accordent avec les theories qui interpretent la resonance geante par un mouvement collectif des protons par rapport aux neutrons. L'influence de la deformation du noyau sur la forme de la resonance geante est soulignee dans le cas de {sup 181}Ta pour lequel elle se decompose en deux pics. Une amelioration de la statistique des mesures permettra de determiner les moments quadrupolaires des noyaux deformes avec une meilleure precision. (auteur)

Analyse économique de la gestion des déchets solides et du ...

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

La plupart des villes à croissance rapide en Asie du Sud sont confrontées à une augmentation de l'engorgement et de la contamination de l'eau en raison de la mauvaise gestion des déchets solides. Il est attendu que des événements climatiques extrêmes comme les inondations et la sécheresse compliqueront davantage ...

Etude de la dynamique en régimes quasiharmonique et anharmonique de la phase basse température de la triéthylènediamine par diffusion cohérente inélastique des neutrons

OpenAIRE

Hedoux , A.; Sauvajol , J.L.; More , M.

1988-01-01

La triéthylènediamine N(CH2CH2)3N cristallise jusqu'à Tc = 351 K dans une phase solide ordonnée de symétrie hexagonale compacte. Les expériences de diffusion cohérente inélastique des neutrons réalisées dans la phase basse température s'inscrivent dans le cadre de l'étude du processus de la transition martensitique à Tc à partir de l'évolution avec la température des paramètres dynamiques. Ainsi les courbes de dispersion ont été déterminées à 190 K, 245 K et 295 K. Les mesures effectuées à te...

JINR rapid communications

International Nuclear Information System (INIS)

1996-01-01

The present collection of rapid communications from JINR, Dubna, contains seven separate reports on the identification of events with a secondary vertex in the experiment EXCHARM, the zero degree calorimeter for CERN WA-98 experiment, a new approach to increase the resource of installation elements for super-high energy physics, a method of the in-flight production of exotic systems in the charge-exchange reactions, the neutron activation analysis for monitoring northern terrestrial ecosystems, a search for 28 O and study of the neutron-rich nuclei near the neutron closure N=20, a search for new neutron-rich nuclei with a 70A MeV 48 Ca beam. 33 figs., 4 tabs

Situation des personnes transgenres par rapport au VIH/IST en Suisse : rapid assessment

OpenAIRE

Bize, R.; Koutaissoff, D.; Dubois-Arber, F.

2013-01-01

Ce rapport permet d'identifier le sous-groupe des personnes transgenres pratiquant ou ayant pratiqué le travail du sexe comme une population clairement exposée à un risque notoirement élevé d'infection par le VIH et les IST. L'ampleur rapportée du phénomène justifie pleinement l'inclusion de cette population dans le dispositif de surveillance comportementale du VIH et des autres IST, mais également la réalisation urgente d'actions de prévention communautaire. Par contre, il ne nous permet pas...

Study of some properties of bound levels and virtual levels excited with resonance neutrons; Etude de quelques proprietes de niveaux lies et de niveaux virtuels excites a l'aide de neutrons de resonance

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Alves, R.N. [Commissariat a l' Energie Atomique, 91 - Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1968-05-01

Many neutron resonance parameters of some nuclei with a spin value I 3/2 ({sup 35}Cl, {sup 37}Cl, {sup 63}Cu, {sup 65}Cu, {sup 197}Au) are determined to find the strength function S{sub 0} with accuracy. For those nuclei, the S{sub 0} value seems not to depend on the spin value J=1 or 2 but could be depend on neutron energy for {sup 197}Au. Total radiative width variation against mass number A and spacing distributions between resonances (for {sup 197}Au) are studied and discussed. Analysis methods of neutron capture experiments are described in detail and level schemes of Cl, Mn, Fe, Co, Cu, Tm, Hg are presented sometimes with the spin value. Intensities of E{sub 1} and M{sub 1} transitions with direct capture and interference effects are discussed in view of experimental results. (author) [French] On determine les parametres des resonances de quelques noyaux de spin I 3/2 ({sup 35}Cl, {sup 37}Cl, {sup 63}Cu, {sup 65}Cu, {sup 197}Au) en nombre suffisant pour obtenir la fonction densite S{sub 0} avec precision. Cette valeur S{sub 0} apparat pour ces noyaux etre independante de la valeur du spin J=1 ou 2 mais para?t, dans le cas de {sup 197}Au, dependre de l'energie. On etudie et on essaie d'interpreter la variation de la largeur radiative totale {gamma}{sub {gamma}} en fonction du nombre de masse A et les distributions des espacements entre resonances pour {sup 197}Au. On expose en detail les methodes d'analyse des experiences de capture et on presente les schemas des niveaux des noyaux: Cl, Mn, Fe, Co, Cu, Tm, Hg. Les intensites des transitions de type E{sub 1} et M{sub 1} ainsi que les effets d'interference et de capture directe sont discutes. (auteur)

The Universality of the Rapid Neutron-capture Process Revealed by a Possible Disrupted Dwarf Galaxy Star

Science.gov (United States)

Casey, Andrew R.; Schlaufman, Kevin C.

2017-12-01

The rapid neutron-capture or r-process is thought to produce the majority of the heavy elements (Z> 30) in extremely metal-poor stars. The same process is also responsible for a significant fraction of the heavy elements in the Sun. This universality of the r-process is one of its characteristic features, as well as one of the most important clues to its astrophysical origin. We report the discovery of an extremely metal-poor field giant with [{Sr},{Ba}/{{H}}]≈ -6.0 and [{Sr},{Ba}/{Fe}]≈ -3.0, the lowest abundances of strontium and barium relative to iron ever observed. Despite its low abundances, the star 2MASS J151113.24-213003.0 has [{Sr}/{Ba}]=-0.11+/- 0.14, therefore its neutron-capture abundances are consistent with the main solar r-process pattern that has [{Sr}/{Ba}]=-0.25. It has been suggested that extremely low neutron-capture abundances are a characteristic of dwarf galaxies, and we find that this star is on a highly eccentric orbit with an apocenter ≳100 kpc that lies in the disk of satellites in the halo of the Milky Way. We show that other extremely metal-poor stars with low [Sr, Ba/H] and [Sr, Ba/Fe] plus solar [Sr/Ba] tend to have orbits with large apocenters, consistent with a dwarf galaxy origin for this class of object. The nucleosynthesis event that produced the neutron-capture elements in 2MASS J151113.24-213003.0 must produce both strontium and barium together in the solar ratio. We exclude contributions from the s-process in intermediate-mass asymptotic giant branch or fast-rotating massive metal-poor stars, pair-instability supernovae, the weak r-process, and neutron-star mergers. We argue that the event was a Pop III or extreme Pop II core-collapse supernova explosion. This paper includes data gathered with the 6.5 m Magellan Telescopes located at Las Campanas Observatory, Chile.

Studies of magnetism with inelastic scattering of cold neutrons; Etudes de magnetisme realisees a l'aide de la diffusion inelastique de neutrons froids

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1964-07-01

Inelastic scattering of cold neutrons can be used to study some aspects of magnetism: spins waves, exchange integrals, vicinity of Curie point. After description of the experimental set-up, several experiments, in the fields mentioned above, are analysed. (author) [French] La technique de diffusion inelastique des neutrons froids est utilisee pour etudier certains aspects du magnetisme: ondes de spins, integrales d'echange, etude au voisinage du point de Curie, etc. Apres une description de l'appareillage, on analyse diverses experiences effectuees dans les domaines enumeres plus haut. (auteur)

Power of the uranium plate of Naiade; Puissance de la plaque d'uranium de Naiade

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1958-07-01

1. Calculation. Knowing the incident current of thermal neutrons, the sources of fast neutrons inside the plate are deduced. The fast flux leaving the plate is then determined. Isotropically, 0.57 fast neutrons come out for each incident thermal neutron. 2. Experiments. The incident thermal flux is measured by means of manganese detectors on reaching the plate, and estimated from the flux leaving the graphite. The fast flux coming out is measured with dose-rate films. The absorption of the fast flux in the swimming-pool water is measured. 3. Results. The uranium plate is equivalent to a disc placed at its surface emitting isotropically 3.8 x 10{sup 7} fast neutrons per cm{sup 2}/s, when Zoe operates at 100 kW. This result is valid to about 10 per cent. (author) [French] 1.Calcul. Connaissant le courant de neutrons thermiques incident, on deduit les sources de rapides a l'interieur de la plaque. Puis on determine le flux de rapides sortants de la plaque. Il sort, de facon isotrope, 0,57 neutrons rapides par neutron thermique incident. 2. Experiences. Le flux thermique incident est mesure par des detecteurs au manganese a l'arrivee sur la plaque et estime a partir du flux a la sortie du graphite. Le flux rapide sortant est mesure avec des films de dose. On mesure l'absorption du flux rapide dans l'eau de la piscine. 3. Resultats. La plaque d'uranium est equivalente a un disque place a sa surface emettant isotropiquement, 3,8 x 10{sup 7} neutrons rapides par cm{sup 2}/s, lorsque ZOE marche a 100 kW. Ce resultat est valable a 10 pour cent pres. (auteur)

Studies and modeling of cold neutron sources; Etude et modelisation des sources froides de neutron

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Campioni, G

2004-11-15

With the purpose of updating knowledge in the fields of cold neutron sources, the work of this thesis has been run according to the 3 following axes. First, the gathering of specific information forming the materials of this work. This set of knowledge covers the following fields: cold neutron, cross-sections for the different cold moderators, flux slowing down, different measurements of the cold flux and finally, issues in the thermal analysis of the problem. Secondly, the study and development of suitable computation tools. After an analysis of the problem, several tools have been planed, implemented and tested in the 3-dimensional radiation transport code Tripoli-4. In particular, a module of uncoupling, integrated in the official version of Tripoli-4, can perform Monte-Carlo parametric studies with a spare factor of Cpu time fetching 50 times. A module of coupling, simulating neutron guides, has also been developed and implemented in the Monte-Carlo code McStas. Thirdly, achieving a complete study for the validation of the installed calculation chain. These studies focus on 3 cold sources currently functioning: SP1 from Orphee reactor and 2 other sources (SFH and SFV) from the HFR at the Laue Langevin Institute. These studies give examples of problems and methods for the design of future cold sources.

Optimization of microwave-induced chemical etching for rapid development of neutron-induced recoil tracks in CR-39 detectors

International Nuclear Information System (INIS)

Sahoo, G.S.; Tripathy, S.P.; Bandyopadhyay, T.

2014-01-01

A systematic investigation is carried out to optimize the recently established microwave-induced chemical etching (MICE) parameters for rapid development of neutron-induced recoil tracks in CR-39 detectors. Several combinations of all available microwave powers with different etching durations were analysed to determine the most suitable etching condition. The etching duration was found to reduce with increasing microwave power and the tracks were observed at about 18, 15, 12, and 6 min for 300, 450, 600 and 900 W of microwave powers respectively compared to a few hours in chemical etching (CE) method. However, for complete development of tracks the etching duration of 30, 40, 50 and 60 min were found to be suitable for the microwave powers of 900, 600, 450 and 300 W, respectively. Temperature profiles of the etchant for all the available microwave powers at different etching durations were generated to regulate the etching process in a controlled manner. The bulk etch rates at different microwave powers were determined by 2 methods, viz., gravimetric and removed thickness methods. A logarithmic expression was used to fit the variation of bulk etch rate with microwave power. Neutron detection efficiencies were obtained for all the cases and the results on track parameters obtained with MICE technique were compared with those obtained from another detector processed with chemical etching. - Highlights: • Microwave-induced chemical etching method is optimized for rapid development of recoil tracks due to neutrons in CR-39 detector. • Several combinations of microwave powers and etching durations are investigated to standardize the suitable etching condition. • Bulk-etch rates are determined for all microwave powers by two different methods, viz. gravimetric and removed thickness method. • The method is found to be simple, effective and much faster compared to conventional chemical etching

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1965-07-01

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

Decontamination of plutonium-contaminated surfaces; Essais de decontamination des surfaces contaminees par du plutonium

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Bertrand, J; Clouet d' Orval, Ch; Tachon, J [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1958-07-01

The measure of the neutron distribution in the core of 'Proserpine', by means of activation detectors, requires no contact between the plutonium sulfate solution and the detectors. These detectors are put into PVC or polyethylene bags. This report describes the process used to decontaminate these bags. A washing by nitric acid followed by coating with plexiglass is kept, with this process we have no contamination on the detectors. (author) [French] La mesure de la distribution de neutrons par detecteurs a activation dans le coeur de Proserpine exige de proteger ces detecteurs contre tout contact avec la solution de plutonium. Les detecteurs sont places dans des gaines en polyvinyle ou en polyethylene. Ce rapport decrit le procede utilise pour decontaminer ces gaines. On a retenu un lavage a l'acide nitrique suivi du revetement d'une meme couche de plexiglass, ce qui permet d'eviter la contamination des detecteurs. (auteur)

Data Evaluation Problems in the Pulsed Neutron Source Method; Problemes d'Evaluation des Donnees dans les Applications de la Methode de la Source Pulsee; Problemy otsenki dannykh pri primenenii metoda istochnika impul'snykh nejtronov; Problemas de Evaluacion de Datos en el Metodo de la Fuente de Neutrones Pulsados

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Pal, L.; Bod, L.; Szatmary, Z. [Central Research Institute for Physics, Hungarian Academy of Sciences, Budapest (Hungary)

1965-08-15

the weighted least-squares method using the decay constants of minimum standard deviation evaluated from the maximum likelihood function. Since, for the materials investigated, the values of the transport mean free path were not known, a fast converging iteration procedure was elaborated for the determination of the transport mean free path. The computer evaluation made it possible to determine the coefficients of the B{sup 6} and higher order terms of the decay constant. The diffusion parameters of the hydrogenous materials investigated were calculated by the Radkowsky prescription from the energy dependence of the integral scattering cross-sections. The calculations have shown that the Radkowsky prescription is a useful empirical method for the evaluation of the transport mean free path of numerous hydrogenous materials. (author) [French] Pour obtenir les parametres de diffusion des neutrons thermiques, on emploie depuis plus de dix ans la methode des neutrons puises. Cette methode convient tout particulierement pour l'etude des ralentisseurs hydrogenes. Les auteurs donnent les resultats des mesures pour l'eau, le benzene, le toluene, le xylene, le cyclohexane, le n-hexane et le diphenyle et discutent les methodes permettant d'evaluer avec le minimum d'erreurs les parametres de diffusion interessants, a partir des donnees mesurees. Ils etudient en detail au point de vue theorique et experimental l'effet du temps de vol qui se fait sentir lors des recherches sur les ralentisseurs a des temperatures elevees pour des raisons techniques, et influe sur la valeur de la constante de decroissance; ils indiquent les conditions geometriques dans lesquelles on peut obtenir une bonne precision. Ilsdeterminent en outre l'effet du temps mort du detecteur de neutrons et du systeme d'amplification sur la valeur de la constante de decroissance: l'effet du temps mort peut etre neglige si [i(t) {tau}]{sup 2} << 1, ou i (t) dt est le nombre des neutrons detectes dans l'intervalle de

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...

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

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)

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)

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)

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

Cold neutron interferometry and its application. 2. Coherency and cold neutron spin interferometry

International Nuclear Information System (INIS)

Achiwa, Norio; Ebisawa, Toru

1998-03-01

The second workshop entitled 'Interference studies and cold neutron spin interferometry' was held on 10 and 11 March 1998 at KUR (Kyoto University Research Reactor Institute, Kumatori). Cold neutron spin interferometry is a new field. So it is very important for its development to learn the studies of X-ray and neutron optics which are rapidly developing with long history. In the workshop, the issues related to interference were reviewed such as experimental studies on cold neutron spin interferometry, theoretical and experimental approach on tunneling time, interference experiments by neutrons and its application, interference studies using synchrotron radiation, topics on silicon interferometry and quantum measurement problem and cold neutron interference experiment related to quantum measurement problem. The 8 of the presented papers are indexed individually. (J.P.N.)

Comprendre la construction des usages des TIC en formation : Vers un modèle d'analyse systémique

OpenAIRE

POYET , FRANCOISE

2014-01-01

Mémoire de HDR présenté et soutenu publiquement le 24 avril 2014 par Françoise POYETDepuis quelque trente ans, les Technologies de l’Information et de la Communication ont pris un essor considérable dans le monde professionnel et dans la plupart des activités de la vie quotidienne. Cet essor ne semble pas aussi rapide en ce qui concerne les domaines de l’éducation et de la formation dans lesquels les TIC prennent davantage de temps à s’intégrer durablement aux pratiques professionnelles des e...

Neutron penetrabilities using an optical model potential (1963); Penetrabilites des neutrons selon le modele du potentiel optique (1963)

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Mani, G S; Melkanoff, M A; Iori, I [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1963-07-01

The neutron penetrabilities and reaction cross-sections are presented in these tables for the case of an optical model potential for the nucleus, for nuclei up to mass 230. (authors) [French] Les penetrabilites et les sections efficaces de reaction pour les neutrons sont donnees dans ces tables en utilisant le modele du potentiel optique, pour les noyaux cibles jusqu'a la masse 230. (auteurs)

Neutron penetrabilities using an optical model potential (1963); Penetrabilites des neutrons selon le modele du potentiel optique (1963)

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Mani, G.S.; Melkanoff, M.A.; Iori, I. [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1963-07-01

The neutron penetrabilities and reaction cross-sections are presented in these tables for the case of an optical model potential for the nucleus, for nuclei up to mass 230. (authors) [French] Les penetrabilites et les sections efficaces de reaction pour les neutrons sont donnees dans ces tables en utilisant le modele du potentiel optique, pour les noyaux cibles jusqu'a la masse 230. (auteurs)

Rapid Measurement of Neutron Dose Rate for Transport Index

International Nuclear Information System (INIS)

Morris, R.L.

2000-01-01

A newly available neutron dose equivalent remmeter with improved sensitivity and energy response has been put into service at Rocky Flats Environmental Technology Site (RFETS). This instrument is being used to expedite measurement of the Transport Index and as an ALARA tool to identify locations where slightly elevated neutron dose equivalent rates exist. The meter is capable of measuring dose rates as low as 0.2 μSv per hour (20 μrem per hour). Tests of the angular response and energy response of the instrument are reported. Calculations of the theoretical instrument response made using MCNPtrademark are reported for materials typical of those being shipped

Chaotic Image Scrambling Algorithm Based on S-DES

International Nuclear Information System (INIS)

Yu, X Y; Zhang, J; Ren, H E; Xu, G S; Luo, X Y

2006-01-01

With the security requirement improvement of the image on the network, some typical image encryption methods can't meet the demands of encryption, such as Arnold cat map and Hilbert transformation. S-DES system can encrypt the input binary flow of image, but the fixed system structure and few keys will still bring some risks. However, the sensitivity of initial value that Logistic chaotic map can be well applied to the system of S-DES, which makes S-DES have larger random and key quantities. A dual image encryption algorithm based on S-DES and Logistic map is proposed. Through Matlab simulation experiments, the key quantities will attain 10 17 and the encryption speed of one image doesn't exceed one second. Compared to traditional methods, it has some merits such as easy to understand, rapid encryption speed, large keys and sensitivity to initial value

Physical basis for prompt-neutron activation analysis

International Nuclear Information System (INIS)

Chrien, R.E.

1982-01-01

The technique called prompt ν-ray neutron activation analysis has been applied to rapid materials analysis. The radiation following the neutron radiation capture is prompt in the sense that the nuclear decay time is on the order of 10 - 15 second, and thus the technique is not strictly activation, but should be called radiation neutron capture spectroscopy or neutron capture ν-ray spectroscopy. This paper reviews the following: sources and detectors, theory of radiative capture, nonstatistical capture, giant dipole resonance, fast neutron capture, and thermal neutron capture ν-ray spectra. 14 figures

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

Determination of Li, B, and F by rapid instrumental neutron activation analysis using beta-particle counting

International Nuclear Information System (INIS)

Schmidt, J.O.; Palgaard, L.; Gwozdz, R.; Belhage, L.O.

1984-01-01

For the simultaneous determination of Li, B, and F, the application of rapid instrument neutron activation analysis was studied using 1.5s of irradiation and β-particle counting of 8 Li, 12 B, and 20 F. The fast transfer facility, Mach-1, the counting equipment, a 4-channel multiplexer, and a time-base controller are discussed. Further, the technique of simultaneous decay curve analysis of three successive decays is presented and quality control by residual analysis is demonstrated. Finally, analytical results are presented of the NBS-environmental standards Coal-1632a and Coal-1635, and of three BCR-coals intended as references materials

Current algebra; Algebre des courants

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1967-07-01

The first three chapters of these lecture notes are devoted to generalities concerning current algebra. The weak currents are defined, and their main properties given (V-A hypothesis, conserved vector current, selection rules, partially conserved axial current,...). The SU (3) x SU (3) algebra of Gell-Mann is introduced, and the general properties of the non-leptonic weak Hamiltonian are discussed. Chapters 4 to 9 are devoted to some important applications of the algebra. First one proves the Adler- Weisberger formula, in two different ways, by either the infinite momentum frame, or the near-by singularities method. In the others chapters, the latter method is the only one used. The following topics are successively dealt with: semi leptonic decays of K mesons and hyperons, Kroll- Ruderman theorem, non leptonic decays of K mesons and hyperons ( {delta}I = 1/2 rule), low energy theorems concerning processes with emission (or absorption) of a pion or a photon, super-convergence sum rules, and finally, neutrino reactions. (author) [French] La premiere partie de ce cours (trois premiers chapitres), traite des generalites concernant l'algebre de courants. Apres une definition rapide des courants faibles et un rappel de leurs proprietes (hypothese V-A, conservation du courant vecteur, regles de selection, courant axial partiellement conserve,...), l'on introduit l'algebre de Gell-Mann SU (3) x SU (3), et discute les proprietes generales de l'Hamiltonien faible non leptonique. Les chapitres IV a IX sont consacres a des applications importantes de l'algebre des courants. En premier lieu l'on demontre la formule de Adler et Weisberger, par deux methodes differentes, celle dite du repere de moment infini et celle des singularites proches. Cette derniere est seule utilisee dans la suite. Puis, l'on traite successivement les problemes suivants: desintegrations semi-leptoniques des mesons K et des hyperons, theoreme de Kroll-Ruderman, desintegrations non leptoniques des mesons

Neutrons from medical electron accelerators

International Nuclear Information System (INIS)

Swanson, W.P.; McCall, R.C.

1979-06-01

The significant sources of photoneutrons within a linear-accelerator treatment head are identified and absolute estimates of neutron production per treatment dose are given for typical components. Measured data obtained at a variety of accelerator installations are presented and compared with these calculations. It is found that the high-Z materials within the treatment head do not significantly alter the neutron fluence, but do substantially reduce the average energy of the transmitted spectrum. Reflected neutrons from the concrete treatment room contribute to the neutron fluence, but not substantially to the patient integral dose, because of a further reduction in average energy. Absolute depth-dose distributions for realistic neutron spectra are calculated, and a rapid falloff with depth is found

Advisory Committee for the calibration standards of ionizing radiation measurement. Section 3. Neutron measurements

International Nuclear Information System (INIS)

1980-01-01

Section III (Neutron measurements) of the Comite Consultatif pour les Etalons de Mesure des Rayonnements ionisants held its fourth meeting in April 1979. After discussing the final report on the fast neutron fluence rate intercomparison, it requested BIPM to submit it for publication in Metrologia. Section III studied the state-of-the-art of an international comparison of a 252 Cf (10 7 s -1 ) source which is in progress. A new fast neutron fluence rate intercomparison is scheduled for 1980; the energies and the methods to be used have been investigated. Finally, Section III studied carefully and rewrote a proposal for a 14-MeV neutron dosimetry facility at BIPM, and added a Recommendation for CCEMRI [fr

Measurement of amplitude fluctuations in a rapid response photomultiplier; Mesure des fluctuations d'amplitude d'un photo multiplicateur a reponse rapide

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1961-07-01

In order to measure amplitude fluctuations in a rapid response photomultiplier, two independent random variables are introduced which determine the shape of the anode pulse. The energy of each pulse, which depends directly on the gain and the variance, is the first variable; amplitude fluctuations, functions of the first variable, depend as well on the pulse width which in turn constitutes the second variable. The results obtained on the variations of the maximum impulse, using a steep-edged pulse broadening circuit, and those obtained on the statistical variations of the gain, are compared to show that the variance relative to the maximum amplitude of the signal is greater than that of the gain. Within the limits of these fluctuations are shown the contribution of the secondary emission coefficient of the first dynode, and that of the mean secondary emission coefficient of the multiplier. (author) [French] Pour etudier les fluctuations d'amplitude d'un photomultiplicateur a reponse rapide, on introduit deux variables aleatoires independantes qui determinent la forme de l'impulsion anodique. L'energie de chaque impulsion, directement fonction du gain et de sa variance, est la premiere variable; les fluctuations d'amplitude, fonctions de la premiere variable, dependent egalement de la largeur de l'impulsion qui, elle, constitue la deuxieme variable. Les resultats obtenus sur les variations de l'amplitude maximale, a l'aide d'un circuit elargisseur d'impulsions a front raide, et les resultats des variations statistiques du gain sont compares pour mettre en evidence le fait que la variance relative a l'amplitude maximale du signal est plus grande que celle du gain. Dans la mesure de ces fluctuations, sont mises en evidence la contribution du coefficient d'emission secondaire de la premiere dynode et celle du coefficient d'emission secondaire moyen du multiplicateur. (auteur)

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1970-01-15

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

Vibrations et relaxations dans les molécules biologiques. Apports de la diffusion incohérente inélastique de neutrons

Science.gov (United States)

Zanotti, J.-M.

2005-11-01

Le présent document ne se veut pas un article de revue mais plutôt un élément d'initiation à une technique encore marginale en Biologie. Le lecteur est supposé être un non spécialiste de la diffusion de neutrons poursuivant une thématique à connotation biologique ou biophysique mettant en jeu des phénomènes dynamiques. En raison de la forte section de diffusion incohérente de l'atome d'hydrogène et de l'abondance de cet élément dans les protéines, la diffusion incohérente inélastique de neutrons est une technique irremplaçable pour sonder la dynamique interne des macromolécules biologiques. Après un rappel succinct des éléments théoriques de base, nous décrivons le fonctionnement de différents types de spectromètres inélastiques par temps de vol sur source continue ou pulsée et discutons leurs mérites respectifs. Les deux alternatives utilisées pour décrire la dynamique des protéines sont abordées: (i)l'une en termes de physique statistique, issue de la physique des verres, (ii) la seconde est une interprétation mécanistique. Nous montrons dans ce cas, comment mettre à profit les complémentarités de domaines en vecteur de diffusion et de résolution en énergie de différents spectromètres inélastiques de neutrons (temps de vol, backscattering et spin-écho) pour accéder, à l'aide d'un modèle physique simple, à la dynamique des protéines sur une échelle de temps allant d'une fraction de picoseconde à quelques nanosecondes.

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.

Phase lock of rapid cycling synchrotron and neutron choppers

International Nuclear Information System (INIS)

Praeg, W.; McGhee, D.; Volk, G.

1981-01-01

The 500-MeV synchrotron of Argonne's Intense Pulsed Neutron Source operates at 30 Hz. Its beam spill must be locked to neutron choppers with a precision of +- 0.5 μs. A chopper and an accelerator have large and different inertias. This makes synchronization by phase lock to the 60-Hz power line extremely difficult. We solved the phasing problems by running both the Ring Magnet Power Supply (RMPS) of the synchrotron and the chopper motors from a common oscillator that is stable to 1 ppM and by controlling five quantities of the RMPS. The quantities controlled by feedback loops are dc current, injection current, ejection current, resonant frequency, and the phase shift between the synchrotron peak field and the chopper window

Rapid Neutron Capture Process in Supernovae and Chemical ...

Indian Academy of Sciences (India)

A ≻ 70 and all of the actinides in the solar system are believed to have been produced in the r-process. ... mass type II supernovae being the r-process sites. In the usual picture the r- .... critically on the ambient neutron flux. λn > λβ(τn < τβ). (1).

La defense des forets contre les insectes. Approches actuelles et perspectives

OpenAIRE

Levieux, J.

1987-01-01

Les attaques d’insectes subies par certaines de nos forêts depuis une décennie conduisent à s’interroger sur la validité des méthodes actuelles de protection contre les ravageurs et sur les perspectives offertes par diverses recherches en cours. Au plan préventif, quelques modifications des méthodes sylvicoles pourraient apporter des résultats plus rapides que ceux à attendre de la sélection génétique de variétés résistantes. Les études dans ce dernier domaine sont encore trop peu avancé...

Study of neutrons resonances as a function of spin for the nuclei I = 1/2 (silver, thulium, platinum) between 1 and 800 eV; Etude des resonnances de neutrons en foncton de leur spin pour les noyaux I = 1/2 (argent, thulium et platine) entre 1 et 800 eV

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1966-04-01

The assignment of spins has been made for 120 levels of 239 detected. From these data we have deduced that: - The ratio of average spacing of each state of spin obeys the law of 2 J + 1. - The values of the strength function of {sup 195}Pt and {sup 169}Tm are in agreement with the model of Chase et Al and has the same values for the two states of spin. - The fluctuations of total radiation widths of resonances are observed in the case of {sup 195}Pt for the two spin-states. - The neutron widths are governed by the distributions of Porter and Thomas with one degree of freedom; the observed spacings are consistent with the Wigner distribution for two populations. (author) [French] L'attribution de spin a ete faite pour 120 niveaux sur 239 detectes. On en deduit: - Le rapport des espacements moyens pour chaque etat de spin qui obeit a la loi en (2j + 1). - Les valeurs des fonctions densites de {sup 195}Pt et {sup 169}Tm sont en accord avec le modele du noyau deforme de Chase et al. et ont la meme valeur pour les deux etats de spin. - Des fluctuations, dans les largeurs radiatives totales des resonances sont observees dans le cas de {sup 195}Pt pour les deux etats de spin. - Les largeurs de diffusion suivent les distributions de Porter et Thomas a un degre de liberte; les espacements celles de Wigner a deux populations. (auteur)

Analysis of FFAG accelerators and the evolution of circular accelerators; L'analyse des accelerateurs FFAG et l'evolution des accelerateurs circulaires

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Laslett, J [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires; [Iowa State Univ., U.S. Office of Naval Research, Dept. of Physics and Institute for Atomic Research, Ames (United States)

1961-07-01

After rapidly comparing circular machines with the linear accelerator and the reasons for the choice of an annular high energy and very high intensity accelerator, recent problems concerning accelerator theory are discussed, with emphasis on their physical character. The FFAG principle. The limit of the energy of FFAG cyclotron. The setting-up and interpreting of mean energy of focusing terms for a spiral FFAG synchrotron. The limiting amplitude stable near the non-linear resonance 2Q{sub z} = Q{sub r}, as well as the linear coupling resonance of Walkinshaw 2Q{sub z} = Q{sub r}. The crossed-beam accelerator. The 40 MeV electron model of MURA. Two other parts deal with linear and non-linear methods of injection and extraction using a variable disturbance applied to the magnetic field, as well as to collective effects. The interaction of the beam with the accelerating cavities and the walls. The modification of the phase oscillation equation. The influence of the beams' high frequency fields on the Nielsen longitudinal instability. (author) [French] Apres une comparaison rapide des machines circulaires avec l'accelerateur lineaire et une motivation du choix en faveur d'un accelerateur circulaire de haute energie et tres haute intensite, des problemes recents de la theorie des accelerateurs sont discutes, en insistant sur leur contenu physique. Le principe FFAG. La limitation en energie des cyclotrons FFAG. L'etablissement et l'interpretation des termes de la force moyenne de focalisation d'un synchrotron FFAG spirale. L'amplitude de limite stable a proximite de la resonance non-lineaire Q{sub r} = N/3, ainsi que la resonance lineaire de couplage de Walkinshaw 2Q{sub z} = Q{sub r}. L'accelerateur a faisceaux croises. Le modele a electrons de 40 MeV du MURA. Deux autres chapitres sont consacres a des methodes lineaires et non-lineaires d'injection et d'extraction a l'aide d'une perturbation variable appliquee au champ magnetique, ainsi qu'aux effets collectifs. L

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 ...

Neutron diffraction on pulsed sources

International Nuclear Information System (INIS)

Aksenov, V.L.; Balagurov, A.M.

2016-01-01

The possibilities currently offered and major scientific problems solved by time-of-flight neutron diffraction are reviewed. The reasons for the rapid development of the method over the last two decades has been mainly the emergence of third generation pulsed sources with a MW time-averaged power and advances in neutron-optical devices and detector systems. The paper discusses some historical aspects of time-of-flight neutron diffraction and examines the contribution to this method by F.L.Shapiro whose 100th birth anniversary was celebrated in 2015. The state of the art with respect to neutron sources for studies on output beams is reviewed in a special section. [ru

New generation non-stationary portable neutron generators for biophysical applications of Neutron Activation Analysis.

Science.gov (United States)

Marchese, N; Cannuli, A; Caccamo, M T; Pace, C

2017-01-01

Neutron sources are increasingly employed in a wide range of research fields. For some specific purposes an alternative to existing large-scale neutron scattering facilities, can be offered by the new generation of portable neutron devices. This review reports an overview for such recently available neutron generators mainly addressed to biophysics applications with specific reference to portable non-stationary neutron generators applied in Neutron Activation Analysis (NAA). The review reports a description of a typical portable neutron generator set-up addressed to biophysics applications. New generation portable neutron devices, for some specific applications, can constitute an alternative to existing large-scale neutron scattering facilities. Deuterium-Deuterium pulsed neutron sources able to generate 2.5MeV neutrons, with a neutron yield of 1.0×10 6 n/s, a pulse rate of 250Hz to 20kHz and a duty factor varying from 5% to 100%, when combined with solid-state photon detectors, show that this kind of compact devices allow rapid and user-friendly elemental analysis. "This article is part of a Special Issue entitled "Science for Life" Guest Editor: Dr. Austen Angell, Dr. Salvatore Magazù and Dr. Federica Migliardo". Copyright © 2016 Elsevier B.V. All rights reserved.

Beyond KERMA - neutron data for biomedical applications

International Nuclear Information System (INIS)

Blomgren, J.; Olsson, N.

2003-01-01

Presently, many new applications of fast neutrons are emerging or under development, like dose effects due to cosmic-ray neutrons for airplane crew, fast-neutron cancer therapy, studies of electronic failures induced by cosmic-ray neutrons, and accelerator-driven incineration of nuclear waste and energy production technologies. All these areas would benefit from improved neutron dosimetry. In this paper, the present rapid progress on measurements of double-differential neutron-induced nuclear reaction data are described. With such data at hand, the full response of, in principle, any system, including human tissue, can be calculated in detail. This could potentially revolutionise our understanding of biological effects in tissue due to fast neutrons. (author)

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...

[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

La communauté dans l'espace de reproduction des familles paysannes au Pérou

OpenAIRE

Bey, Marguerite

1992-01-01

L'objet de ce texte est l'étude du changement social dans la communauté paysanne. La recherche porte sur deux communautés des Andes centrales péruviennes, dans une vallée proche de la capitale. L'analyse des comportements des familles paysannes recouvre une période d'un trentaine d'années, durant laquelle les communautés subissent des transformations rapides du fait de l'importance accrue de deux phénomènes : l'éducation scolaire et la monétarisation de l'économie paysanne, qu'accompagne l'ou...

A New Apparatus for Inelastic, Quasi-Elastic and Elastic Cold Neutron Measurements; Un nouveau appareil pour les mesures de diffusion inelastique , quasi-elastique et elastique des neutrons lents; Novyj pribor dlya izmereniya neuprugogo, kvaziuprugogo i uprugogo rasseyaniya kholodnykh nejtrohov; Nuevo aparato para mediciones inelastic as, cuasi elasticas y elasticas de neutrones frios

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Otnes, K; Palevsky, H [Brookhaven National Laboratory, Upton, NY (United States)

1963-01-15

despersion de la longueur d'onde (largeur totale a mi-hauteur) seront respectivement de 16 {mu}s et 0,16 A pour des neutrons incidents ayant une longueur d'onde de 4 A; l'intensite de la bouffee sur l'echantillon (4 x 1,6 cm) sera de 2 x 10{sup 6} n/s pouf mesures de diffusion quasi-elastique et elastique, la configuration a trois rotors conviendra parfaitement. La duree de la bouffee et la dispersion de longueur d'onde correspondante peuvent atteindre des valeurs aussi faibles que 8 {mu}s et 0, 04 A, ce qui donne une intensite de 10{sup 4} n/s sur un echantillon de 4 x 0, 8 cm. La longueur d'onde et la resolution en temps peuvent etre ajustees entre les; deux limites susmentionnees, de maniere a obtenir l'intensite de flux maximum pour une experience determinee. (author) [Spanish] Se esta construyendo un nuevo selector mecanico destinado al reactor de flujo intenso de Brookhaven. El aparato es del tipo de tres elementos rotores en fase. Los rotores, de 80 cm de diametro, giran a una velo- cidad maxima de 15000 rev/min y se han disenado de modo que emitan tres rafagas de neutrones monocromaticos por revolucion. Dos de los rotores giran alrededor de un eje horizontal, mientras que el tercero lo hace verticalmente. El sistma puede funcionar con uno, dos or tres elementos selectores, segun el tipo de medicion que se quiera efectuar. Para las mediciones inelasticas en que los neutrones ganan energia, lo mas indicado es utilizar un sistema de dos rotores. En este sistema, la duracion de las rafagas sera de 16 {mu}s y el ensanchamiento de longitudes de onda (amplitud plena a la mitad del valor maximo) de 0,16 A para neutrones incidentes de 4 A; la intensidd en la muestra (4 x 1,6 cm) sera de 2 x 10{sup 6} n/s. para las mediciones cuasi elasticas y elasticas resultara mas apropiado el sistema de tres rotores. La duracion de las rafagas y el ensanchamiento de longitudes de onda pueden llegar a un minimo de 8 {mu}s y 0,04 A, respectivamente, lo que representa una intensidad de 10{sup

Theory of the diffusion coefficient of neutrons in a lattice containing cavities; Theorie du coefficient de diffusion des neutrons dans un reseau comportant des cavites

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1964-01-15

In an previous publication, a simple and general formulation of the diffusion coefficient, which defines the mode of weighting of the mean free paths of the various media, in introducing the collision probabilities in each medium, was established. This expression is demonstrated again here through a more direct method, and the velocity is introduced; new terms are emphasised, the existence of which implies that the representation of the diffusion area as the mean square of the straight line distance from source to absorption is not correct in a lattice. However these terms are of small enough an order of magnitude to he treated as a correction. The general expression also shows the existence, for the radial coefficient, of the series of angular correlation terms, which is seen to converge very slowly for large channels. The term by term computation which was initiated in the first work was then interrupted and a global formulation, which emphasize a resemblance with the problem of the thermal utilisation factor, was adopted. An integral method, analogous to that use for the computation of this factor, gives the possibility to establish new and simple practical formulae, which require the use of a few basic functions only. These formulae are very accurate, as seen from the results of a variational method which was studied as a reference. Various correction effects are reviewed. Expressions which allow the exact treatment of fuel rod clusters are presented. The theory is confronted with various experimental results, and a new method of measuring the radial coefficient is proposed. (author) [French] Dans une publication anterieure, on a etablie une formulation simple et generale du coefficient de diffusion, qui definit le mode de ponderation des libres parcours des differents milieux constituants en faisant apparaitre les probabilites de collision dans chaque milieu. On redemontre ici cette expression d'une maniere plus directe, tout en introduisant la variable

Development of the neutron-transport code TransRay and studies on the two- and three-dimensional calculation of effective group cross sections; Entwicklung des Neutronentransportcodes TransRay und Untersuchungen zur zwei- und dreidimensionalen Berechnung effektiver Gruppenwirkungsquerschnitte

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Beckert, C.

2007-12-19

Conventionally the data preparation of the neutron cross sections for reactor-core calculations pursues with 2D cell codes. Aim of this thesis was, to develop a 3D cell code, to study with this code 3D effects, and to evaluate the necessarity of a 3D data preparation of the neutron cross sections. For the calculation of the neutron transport the method of the first-collision probabilities, which are calculated with the ray-tracing method, was chosen. The mathematical algorithms were implemented in the 2D/3D cell code TransRay. For the geometry part of the program the geometry module of a Monte Carlo code was used.The ray tracing in 3D was parallelized because of the high computational time. The program TransRay was verified on 2D test problems. For a reference pressured-water reactor following 3D problems were studied: A partly immersed control rod and void (vacuum or steam) around a fuel rod as model of a steam void. All problems were for comparison calculated also with the programs HELIOS(2D) and MCNP(3D). The dependence of the multiplication factor and the averaged two-group cross section on the immersion depth of the control rod respectively of the height of the steam void were studied. The 3D-calculated two-group cross sections were compared with three conventional approximations: Linear interpolation, interpolation with flux weighting, and homogenization, At the 3D problem of the control rod it was shown that the interpolation with flux weighting is a good approximation. Therefore here a 3D data preparation is not necessary. At the test case of the single control rod, which is surrounded by the void, the three approximation for the two-group cross sections were proved as unsufficient. Therefore a 3D data preparation is necessary. The single fuel-rod cell with void can be considered as the limiting case of a reactor, in which a phase interface has been formed. [German] Standardmaessig erfolgt die Datenaufbereitung der Neutronenwirkungsquerschnitte fuer

Effectiveness of rapid neutrons on small hoarse bean seed

International Nuclear Information System (INIS)

Szlek, S.; Janiszewski, T.

1986-01-01

The small hoarse bean seeds were irradiated. The radiation doses 100-300 rads were used. The obtained mutants were applied in the breeding. The use of fast neutrons was successful and shortened the breeding cycle. (A.S.)

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

faible du pouvoir de resolution entraine une perte d'intensite importante. Il est interessant de noter qu'en comparant les reacteurs RI et R2 en tant que sources de neutrons pour les travaux dans les canaux, on constate qu'a la sortie des neutrons, le flux cent'fois superieur de R2 subit des pertes correspondant a un facteur de dix environ. Ce phenomene s'explique par le faible diametre des canaux et par la necessite d'employer des filtres pour reduire les flux de neutrons rapides et de rayons gamma. A titre d'exemple, les auteurs discutent brievement quelques donnees sur H{sub 2}O obtenues par diffusion a l'aide des divers instruments. Une comparaison entre reacteurs a eau legere et reacteurs a eau lourde montre que pour les travaux dans les canaux les reacteurs a eau lourde presentent des avantages certains. (author) [Spanish] En los dos reactores de investigacion suecos, el RI de Estocolmo y el R2 de Studsvik, se da actualmente la posibilidad de utilizar cuatro diferentes espectrometros neutronicos para llevar a cabo experimentos de dispersion inelastica. En el reactor R1 de Estocolmo, de 600 kW y moderado por agua pesada, funcionan simultaneamente dos espectrometros de tiempo de vuelo con selectores de neutrones lentos. En uno de ellos se emplea permanentemente un filtro de Be en calidad de monocromador, mientras que en el otro se puede utilizar este filtro o un mono- cromador de cristal. Se ha comprobado que las mediciones de la distribucion angular en las que se combina un monocromador de cristal y un analizador de tiempo de vuelo dan resultados muy utiles, aunque tanto la intensidad como la resolucion obtenidas son relativamente bajas. Recientemente se ha ensayado un selector mecanico de velocidad con un poder de resolucion de 4,2% referido a la longitud de onda, pero el instrumento no se emplea todavia en los experimentos. El espectrometro de tiempo de vuelo de Studsvik, instalado en el reactor R2, de 30 MW moderado por agua ligera, emplea como monocromador el

Constitutive laws for the neutron density current

International Nuclear Information System (INIS)

Espinosa-Paredes, Gilberto; Morales-Sandoval, Jaime B.; Vazquez-Rodriguez, Rodolfo; Espinosa-Martinez, Erick-G.

2008-01-01

In this technical note, a fractional wave equation for the average neutron motion in nuclear reactor is considered. This representation covers the full spectrum of the average neutron transport behavior, i.e., Fickian and non-Fickian effects. The fractional diffusion model retains the main dynamic characteristics of the neutron motion in which the relaxation time associated with a rapid variation in the neutron flux contains a fractional exponent that can be manipulated to obtain the best representation of the neutron transport phenomena. The detrended fluctuation analysis (DFA) method is presented in this paper to estimate the fractional exponent

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

Science.gov (United States)

Dolez, Patricia

supraconductrice qui restent fixes a l'interface coeur-enveloppe, et le revetement en alliage d'argent. L'interet d'une methode calorimetrique par rapport a la technique electrique, plus rapide, plus sensible et maintenant fiable, reside dans la possibilite de realiser des mesures de pertes ac dans des environnements complexes, reproduisant la situation presente par exemple dans un cable de transport d'energie ou dans un transformateur. En particulier, la superposition d'un courant dc en plus du courant ac habituel nous a permis d'observer experimentalement, pour la premiere fois a notre connaissance, un comportement particulier des pertes ac en fonction de la valeur du courant dc decrit theoriquement par LeBlanc. Nous avons pu en deduire la presence d'un courant d'ecrantage Meissner de 16 A, ce qui nous permet de determiner les conditions dans lesquelles une reduction du niveau de pertes ac pourrait etre obtenue par application d'un courant dc, phenomene denomme "vallee de Clem".

Experimental testing of the dispersion law of ultracold neutrons

International Nuclear Information System (INIS)

Bondarenko, I.V.; Krasnoperov, A.V.; Frank, A.I.; Geltenbort, P.; Hoghoj, P.; Klein, A.G.; Cimmino, A.; Masalovich, S.V.; Nosov, V.G.

1998-01-01

Experiment on testing the generally accepted laws on ultracold neutron dispersion is described. The experiment is based on search of displacement lines of a neutron interference filter resonance by variation of neutrons rapidity component, parallel to the filter surface. The first results testify to the presence of statistically meaningful effect

Report of the Panel on Nuclear Standards Needed for Neutron Cross Section Measurements. Brussels, Belgium, 8-12 May 1967. Part 1

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

NONE

1967-05-15

The International Nuclear Data Committee (INDC), in September of 1965, recommended to the International Atomic Energy Agency that a panel be convened to examine the nuclear standards needed for neutron cross section measurements. The accuracy requirements for cross sections of structural and fuel materials needed for the design of nuclear reactors and for precision neutron dosimetry have fostered an interest in the selection and investigation of standard cross sections and in the neutron flux measuring techniques. A Panel met in Brussels during the second week of May 1967 to review the problems and progress associated with these standards activities, and to make specific recommendations concerning these matters to the IAEA. This Panel consisted of 23 scientists representing 11 countries, European Atomic Energy Community (EURATOM), the IAEA, and Bureau International des Poids and Mesures (BIPM). The field of neutron cross section standards is not one in which rapid progress can be expected. Very rarely is there a breakthrough to initiate a spectacular advance; on the contrary it is necessary to depend upon persistent application of effort to effect gradual improvements in accuracies or the clearing up of aggravating discrepancies. Despite this, however, the progress of recent years has been very encouraging. There are no doubt many reasons for this, but three are worthy of mention here. First the Symposium on Neutron Flux Standards in the 1-100 keV Region held at Oxford, United Kingdom, 1963, suggested and strongly supported by the European American Nuclear Data Committee (EANDC), certainly stimulated much activity in the field. Second, the EANDC itself has kept a watchful eye on the subsequent activity and has made sure that the interest has been sustained. Third, the recognized Standards laboratories in several countries have become more aware of the problems and are rapidly becoming major contributors to the field. The Panel of which the present report is the

Report of the Panel on Nuclear Standards Needed for Neutron Cross Section Measurements. Brussels, Belgium, 8-12 May 1967. Part 1

International Nuclear Information System (INIS)

1967-05-01

The International Nuclear Data Committee (INDC), in September of 1965, recommended to the International Atomic Energy Agency that a panel be convened to examine the nuclear standards needed for neutron cross section measurements. The accuracy requirements for cross sections of structural and fuel materials needed for the design of nuclear reactors and for precision neutron dosimetry have fostered an interest in the selection and investigation of standard cross sections and in the neutron flux measuring techniques. A Panel met in Brussels during the second week of May 1967 to review the problems and progress associated with these standards activities, and to make specific recommendations concerning these matters to the IAEA. This Panel consisted of 23 scientists representing 11 countries, European Atomic Energy Community (EURATOM), the IAEA, and Bureau International des Poids and Mesures (BIPM). The field of neutron cross section standards is not one in which rapid progress can be expected. Very rarely is there a breakthrough to initiate a spectacular advance; on the contrary it is necessary to depend upon persistent application of effort to effect gradual improvements in accuracies or the clearing up of aggravating discrepancies. Despite this, however, the progress of recent years has been very encouraging. There are no doubt many reasons for this, but three are worthy of mention here. First the Symposium on Neutron Flux Standards in the 1-100 keV Region held at Oxford, United Kingdom, 1963, suggested and strongly supported by the European American Nuclear Data Committee (EANDC), certainly stimulated much activity in the field. Second, the EANDC itself has kept a watchful eye on the subsequent activity and has made sure that the interest has been sustained. Third, the recognized Standards laboratories in several countries have become more aware of the problems and are rapidly becoming major contributors to the field. The Panel of which the present report is the

Gestion des déchets d'équipements électriques et électroniques ...

African Journals Online (AJOL)

La gestion des Déchets d'Equipements Electriques et Electroniques (DEEE) est un défi pour le Sénégal. Leur quantité augmente rapidement et leur gestion informelle expose l'environnement et les acteurs aux risques liés aux substances toxiques qu'ils contiennent. L'étude vise à déterminer les caractéristiques des ...

Dynamical behaviour of fast electrons in a crystalline lamella; Comportement dynamique des electrons rapides dans une lamelle cristalline

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Perio, Pierre; Tournarie, Max [Commissariat a l' energie atomique et aux energies alternatives - CEA (France)

1960-07-01

The substitution of the reciprocal space by a 'mixed space' simplifies the use of the dynamical equation. The Friedel law is preserved. The Ventzel-Kramers-Brillouin-Rayleigh approximation appears as a planar approximation and explains the evolution of some images in electron microscopy. Reprint of a paper published in Comptes rendus des seances de l'Academie des Sciences, t. 249, p. 2218-2220, sitting of 23 November 1959 [French] La substitution d'un 'espace mixte' a l'espace reciproque facilite la manipulation de l'equation dynamique. La loi de Friedel est conservee. L'approximation Ventzel-Kramers-Brillouin-Rayleigh apparait comme une approximation plane et explique l'evolution de certaines images en microscopie electronique. Reproduction d'un article publie dans les Comptes rendus des seances de l'Academie des Sciences, t. 249, p. 2218-2220, seance du 23 novembre 1959.

Study of spectral response of a neutron filter. Design of a method to adjust spectra; Etude des moyens de conditionnement de la reponse spectrale d'un filtre a neutrons. Mise au point d'une methode d'ajustement rapide de spectre

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Colomb-Dolci, F. [Universite Louis Pasteur, 67 - Strasbourg (France)

1999-02-01

The first part of this thesis describes an experimental method which intends to determine a neutron spectrum in the epithermal range [1 eV -10 keV]. Based on measurements of reaction rates provided by activation foils, it gives flux level in each energy range corresponding to each probe. This method can be used in any reactor location or in a neutron beam. It can determine scepter on eight energy groups, five groups in the epithermal range. The second part of this thesis presents a study of an epithermal neutron beam design, in the frame of Neutron Capture Therapy. A beam tube was specially built to test filters made up of different materials. Its geometry was designed to favour epithermal neutron crossing and to cut thermal and fast neutrons. A code scheme was validated to simulate the device response with a Monte Carlo code. Measurements were made at ISIS reactor and experimental spectra were compared to calculated ones. This validated code scheme was used to simulate different materials usable as shields in the tube. A study of these shields is presented at the end of this thesis. (author)

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...

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, ...