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Sample records for physique des reacteurs

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

  3. La physique des infinis

    CERN Document Server

    Bernardeau, Francis; Laplace, Sandrine; Spiro, Michel

    2013-01-01

    Écrire l'histoire de l'Univers, tel est l'objectif commun des physiciens des particules et des astrophysiciens. Pour y parvenir, deux approches s'épaulent : la voie de l'infiniment petit, que l'on emprunte via de gigantesques accélérateurs de particules, et celle de l'infiniment grand, dont le laboratoire est l'Univers. Un Univers qui est bien loin d'avoir livré tous ses secrets. On connaît à peine 4,8 % de la matière qui le constitue, le reste étant composé de matière noire (25,8 %) et d'énergie noire (69,4 %), toutes deux de nature inconnue. Et si la récente découverte du boson de Higgs valide le Modèle standard de la physique des particules, celui-ci est toujours incomplet et doit être étendu à ou dépassé. Est-on arrivé au bout du jeu de poupées russes de la matière ? Quelles sont les particules manquantes ? Faut-il revoir les lois fondamentales ? Quels instruments faut-il mettre en œuvre pour accéder à cette « nouvelle physique » ? Comment parler de Super Big Science aux citoye...

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-04-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-02-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1961-07-01

    conduit a definir le quotient du reacteur; les performances de ce reacteur sont caracterisees par son efficacite globale. La notion de rapport est introduite du fait que celui i constitue un intermediaire de calcul commode. La recherche d'une grandeur additive pour des reacteurs places en serie conduit logiquement a definir une capacite d'echange, et une efficacite totale, ou nombre de reacteurs theoriques. Cette maniere d'exprimer les performances d'un reacteur est plus generale que l'efficacite de Murphree, qui n'a de sens physique que dans le cas particulier des reacteurs a liquide homogene. On exprime les relations entre ces diverses grandeurs, et on generalise la representation de Me Cabe et Thiele. Les performances du reacteur sont reliees a la cinetique de la reaction du premier ordre par l'intermediaire du nombre de transfert. Les relations sont exprimees pour un certain nombre de cas particuliers concrets. Enfin, on indique l'application de ces calculs, et les approximations necessaires, au cas ou, a cause de la presence de plusieurs constituants dans chacune des phases, la reaction d'echange n'obeit plus a une cinetique unique. (auteurs)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-02-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1961-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-03-15

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

  11. 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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-03-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-09-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1953-12-15

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

  15. Noyaux et radioactivité une introduction à la physique des particules et à la physique nucléaire

    CERN Document Server

    Debu, Pascal

    2017-01-01

    Nées au début du XXe siècle, la physique nucléaire et la physique des particules ont bouleversé notre vision du monde et révolutionné la société par leurs innombrables applications : l'énergie nucléaire et l'utilisation des rayonnements pour la médecine et les sciences des matériaux en sont des exemples emblématiques. L'objectif de cet ouvrage est de permettre au lecteur d'appréhender les phénomènes nucléaires et la physique des hautes énergies, d'illustrer les retombées de la physique fondamentale dans la société, et d'éveiller ainsi la curiosité et l'intérêt pour ces disciplines. Le premier chapitre rappelle les notions indispensables de mécanique quantique et de relativité restreinte. Il se termine par une introduction sur l'antimatière et ses applications. Le deuxième chapitre aborde la physique des particules par la description des constituants de la matière et des lois qui gouvernent leurs interactions. L'interaction faible est l'occasion de développements sur les notions...

  16. Report of visiting Laboratoire de Physique des Gaz et des Plasmas, Universite Paris-Sud

    International Nuclear Information System (INIS)

    Ferreira, J.L.

    1991-03-01

    The activities carried out by identification mission to the Laboratoire de Physique des Gaz et des Plasmas (LPGP) of Paris-Sud University are related. The mission is part of the project of Study on Plasma wave and Plasma turbulence which is part of international agreement between CAPES and COFECUB in France. (M.C.K.)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-07-01

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

  18. Etudes physiques des mélanges eau-cryoprotecteurs

    Science.gov (United States)

    Vassoille, R.; Perez, J.

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-03-15

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

  20. Graphite reactor physics; Physique des piles a graphite

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1961-06-15

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

  2. 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)

  3. Review of gyrotron development at the Centre de Recherche en Physique des Plasmas

    International Nuclear Information System (INIS)

    Tran, M.Q.

    1990-01-01

    Gyrotron development activities at the Centre de Recherche en Physique des Plasmas in Lausanne are directed along two directions, quasi optical gyrotrons and, with less emphasis, cylindrical cavity gyrotrons. This paper will review the recent work performed in these two fields. (author) 9 refs., 5 figs

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1958-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1967-02-01

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

  6. Physique des particules introduction aux concepts et au formalisme du modèle standard

    CERN Document Server

    Clément, Benoit

    2017-01-01

    Cet ouvrage propose une introduction à la physique des particules pour tout étudiant de niveau M1, qu'il se destine à la physique théorique ou non. Il présente la physique des particules de manière abordable sans occulter les concepts formels sur lesquels elle repose. Les rappels de mécanique relativiste et du formalisme de Lagrange permettent de comprendre la nature et le comportement des particules à très haute énergie. Enfin, les règles de Feynman offrent une description simple de leurs interactions. Chaque chapitre est complété par des exercices corrigés. Dans cette seconde édition, actualisée, le chapitre sur les champs classiques et quantiques libres a été entièrement refondu pour aborder les problématiques liées à la mécanique relativiste, et de nouveaux exercices ont été ajoutés.

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1967-07-01

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

  8. 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

  9. The research reactors their contribution to the reactors physics; Les reacteurs de recherche leur apport sur la physique des reacteurs

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Barral, J C [Electricite de France (EDF), 75 - Paris (France); Zaetta, A [CEA/Cadarache, Direction des Reacteurs Nucleaires, DRN, 13 - Saint-Paul-lez-Durance (France); Johner, J [CEA/Cadarache, Dept. de Recherches sur la Fusion Controlee (DRFC), 13 - Saint Paul lez Durance (France); Mathoniere, G [CEA/Saclay, DEN, 91 - Gif sur Yvette (France); and others

    2000-07-01

    The 19 october 2000, the french society of nuclear energy organized a day on the research reactors. This associated report of the technical session, reactors physics, is presented in two parts. The first part deals with the annual meeting and groups general papers on the pressurized water reactors, the fast neutrons reactors and the fusion reactors industry. The second part presents more technical papers about the research programs, critical models, irradiation reactors (OSIRIS and Jules Horowitz) and computing tools. (A.L.B.)

  10. Caractéristiques physiques et nutritionnelles des blocs multi ...

    African Journals Online (AJOL)

    Pour maintenir les performances des animaux notamment en saison sèche, et satisfaire la demande sans cesse croissante en protéines animales, il s'avère nécessaire de trouver des pratiques alimentaires qui permettront d'éviter la pénurie alimentaire. En Afrique de l'Ouest, le secteur agricole et agro-alimentaire génèrent ...

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    1963-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Jacquet, P.

    2011-05-23

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

  13. Conceptions des élèves en physique: quels effets sur la pratique des enseignants vaudois ?

    OpenAIRE

    Besson, Laurent; Borel, Jérémie; Lo Bello, Philippe

    2014-01-01

    Ce travail de mémoire se centre autour de l'idée que les conceptions, c'est-à-dire les connaissances des élèves à un moment donné, sont souvent un obstacle à l'enseignement. Au vu de l'importance accordée à cette notion dans nos cours de didactique de physique, nous avons voulu voir si cette notion de conception était prise en compte par des enseignants qui n'avaient pas suivi le cursus de formation de la HEP. Nous avons donc interrogé cinq professeur(e)s de physique de différents g...

  14. Activités physiques libres ou encadrées et condition physique liée à la santé chez des adultes burundais: étude transversale

    Science.gov (United States)

    Bizimana, Jean Berchmans; Lawani, Mansourou Mohamed; Akplogan, Barnabé; Gaturagi, Charles

    2016-01-01

    Introduction l’activité physique régulière a un impact positif sur la santé. Cette étude a pour objet de comparer la condition physique liée à la santé des adultes qui s’exercent librement avec celle des adultes bénéficiant d’un encadrement professionnel. Elle tente aussi d’établir une relation entre le niveau d’activité physique et les paramètres de la condition liée à la santé. Méthodes nous avons évalué le niveau d’activité physique et les paramètres de la condition physique liée à la santé. Par le test t pour échantillons indépendants, nous avons comparé les moyennes et avons par le calcul du coefficient de corrélation r de Pearson analysé la relation entre le niveau d’activité physique et les paramètres de la condition physique. Résultats des écarts significatifs (p Le niveau d’activité physique est positivement corrélé (p le cholestérol HDL. Conclusion les résultats de cette étude montrent que l’activité physique libre est aussi efficace que l’activité physique encadrée dans le maintien des profils lipidique et physiologique favorables à la santé chez l’adulte burundais. Cependant, l’activité physique encadrée apporte des bénéfices supplémentaires pour le V˙O2max, la fréquence cardiaque de repos, la souplesse antérieure et la détente verticale PMID:28203315

  15. Heurs et malheurs de la physique quantique des vérités incroyables

    CERN Document Server

    Pharabod, Jean-Pierre

    2017-01-01

    La mécanique quantique est l’un des domaines de la physique les plus surprenants et controversés. Depuis le début, elle a suscité les plus vifs débats quant à sa signification et à son lien avec le réel. L’atomisme, la lumière ou les théories relativistes ont aussi défrayé la chronique, mais rien ne semble devoir arrêter les polémiques qui entourent l’interprétation des phénomènes quantiques. De Heisenberg à Schrödinger en passant par la fameuse controverse entre Einstein et Niels Bohr, Jean-Pierre Pharabod et Gérard Klein n’omettent aucune péripétie de cette saga de la physique quantique qui mène aujourd’hui à l’affirmation pour le moins surprenante de la « non-localité » de la nature. C’est un nouveau défi à nos modes de pensée ordinaires.

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1968-07-01

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

  17. 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

  18. The under-critical reactors physics for the hybrid systems; La physique des reacteurs sous-critiques des systemes hybrides

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Schapira, J P [Institut de Physique Nucleaire, IN2P3/CNRS 91 - Orsay (France); Vergnes, J [Electricite de France, EDF, Direction des Etudes et Recherches, 75 - Paris (France); Zaetta, A [CEA/Saclay, Direction des Reacteurs Nucleaires, DRN, 91 - Gif-sur-Yvette (France); and others

    1998-03-12

    This day, organized by the SFEN, took place at Paris the 12 march 1998. Nine papers were presented. They take stock on the hybrid systems and more specifically the under-critical reactors. One of the major current preoccupation of nuclear industry is the problems of the increase of radioactive wastes produced in the plants and the destruction of the present stocks. To solve these problems a solution is the utilisation of hybrid systems: the coupling of a particle acceleration to an under-critical reactor. Historical aspects, advantages and performances of such hybrid reactors are presented in general papers. More technical papers are devoted to the spallation, the MUSE and the TARC experiments. (A.L.B.)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1957-07-01

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

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

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    HEROUIN E.

    1995-04-01

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

  1. 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

  2. Des images et des paraboles : Niels Bohr et le discours descriptif en physique quantique

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Ilias Yocaris

    2011-01-01

    Full Text Available Cette étude porte sur l’importance accordée aux images verbales dans le discours descriptif utilisé en mécanique quantique, et plus précisément sur la conception de la langue scientifique qui est celle de Niels Bohr (1885-1962 : en raison d’une série de considérations techniques, méthodologiques et épistémologiques que nous nous proposons d’analyser in extenso, Bohr considère effectivement que les phénomènes subatomiques ne peuvent être évoqués directement (sans référence au contexte observationnel, par le biais d’un langage dénotatif non figural, mais uniquement de manière métaphorique, détournée, ce qui réduit à ses yeux le discours descriptif des physiciens à « des images et des paraboles ». En examinant les textes de Bohr à la lumière d’un certain nombre de travaux épistémologiques, de commentaires et d’expérimentations auxquels ils ont donné lieu ultérieurement, nous nous proposons de décrire les implications conceptuelles d’une telle prise de position, qui constitue une vraie révolution sur le plan philosophique.

  3. Hydrodynamique physique

    CERN Document Server

    Guyon, Etienne; Petit, Luc

    1991-01-01

    Au cours des vingt dernières années, l'enseignement et la recherche en mécanique des fluides se sont ouverts aux communautés de physiciens et de physico-chimistes qui ont, à leur tour, développé de nouvelles approches d'enseignement. Celles-ci sont davantage orientées vers la compréhension des relations existant entre les comportements des fluides à diverses échelles, le développement d'outils expérimentaux variés et les descriptions en termes de mécanismes physiques élémentaires. Cet ouvrage est l'un des premiers à présenter cette approche originale de la mécanique des fluides. Après une présentation des bases microscopiques élémentaires de la théorie statistique des fluides, il aborde les notions classiques de déformation et de contrainte, puis leurs relations que les lois de conservation permettent d'envisager de façon globale. Le problème des écoulements à faible nombre de Reynolds, ainsi que ses applications aux suspensions et aux milieux poreux, sont ensuite traités en dé...

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1967-09-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1960-12-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1955-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1969-06-01

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

  8. Du sport aux activités physiques de loisir : des formes culturelles et sociales bigarrées

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Éric Dugas

    2007-07-01

    Full Text Available L'espace ludique des formes sociales des pratiques physiques accepte maintes variations. Du jeu informel et libre aux activités physiques institutionnelles (les sports, plusieurs catégories de situations motrices, distinctes des unes des autres, jalonnent l'espace des jeux sportifs. Après avoir défini et délimité, dans un premier temps, les contours et la richesse de l'univers des pratiques physiques ludiques, nous essayons, dans un second temps de mettre au jour le type de pratiques qui coïncident le mieux aux aspirations des pratiquants du xxie siècle. On s'aperçoit actuellement que malgré l'hégémonie du sport au sein de l'espace médiatique et économique, il se dessine néanmoins une tendance forte : la prédominance d’activités physiques ludiques de plus en plus autocontrôlées qui laissent l'initiative aux pratiquants et dans lesquelles les institutions sportives ne sont plus totalement ou pas du tout maître du jeu.From sport to leisure physical activities: mixed cultural and social formsThe game space of physical activities' social forms accepts many variations. From informal and free games to institutional physical activities (sports, several motor situation categories, distinct from each other, punctuate the space of physical games. After having specified and delimited the contours and richness of the world of playful physical activities, we will try to bring to light the kind of practices which coincide best with the 21st century's players or sports (women. Currently, we can see that in spite of sport's hegemony within the media and the economic spheres, a strong tendency is becoming apparent: the predominance of more and more self-controlled playful physical activities, which leave the initiative to players and in which governing bodies are not totally or not at all in command any more.Del deporte a las actividades de ocio: una mezcolanza en las formas culturales y socialesEl espacio lúdico de las formas sociales de

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1969-07-01

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

  10. Le modèle standard de la physique des particules de l'électron au boson de Higgs

    CERN Document Server

    Samueli, Jean-Jacques

    2013-01-01

    Le modèle standard de la physique des particules est une théorie qui décrit les constituants élémentaires de la matière et les interactions qui existent entre eux. Le présent ouvrage est un exposé du développement historique de ce modèle qui suppose que toute la matière est composée de quarks et de leptons, particules ponctuelles de spin 1?2. On dénombre trois générations de quarks et autant de leptons. Les interactions faible, forte et électromagnétique sont, pour leur part, décrites par des théories de jauge dont la médiation est effectuée par des quanta de jauge de spin 1. Ces médiateurs sont les ? , W + , W ? , Z ainsi que huit gluons. La gravitation est par ailleurs analysée dans l'ouvrage dans sa formulation classique et relativiste. Enfin le mécanisme dit de Englert-Brout-Higgs prévoit des particules de spin zéro, correspondant à un champ scalaire qui est supposé donner une masse aux quarks, leptons et aux bosons vecteurs intermédiaires W + , W ? , Z . Nous décrivons ce m�...

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1961-07-01

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

  12. 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)

  13. 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)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1958-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1955-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1958-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Science.gov (United States)

    Comot, Pierre

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1968-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

  6. 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

    neutrons emis par neutron absorbe moyenne sur Le spectre de neutrons du reacteur) - Evaluation de la precision avec laquelle sont connus ces rapports; d) Effet du Pu240: les mesures sont faites sur du Pu a teneurs en Pu240 egales a 1.5 pour cent, 3.11 pour cent et 9.95 pour cent; Un calcul de l'integrale de resonance I240 a partir des resultats experimentaux donne des valeurs en accord raisonnable avec les resultats obtenus par d'autres methodes plus classiques. e) Mesures d'indices de spectre sur les milieux aqueux contenant Pu, U5 et U3. Celles-ci permettent d'obtenir les rapports des sections efficaces moyennes de fission {sigma}f239-bar / {sigma}f235-bar sur ces differents spectres. Une comparaison calculs-experience est faite au moyen de diverses methodes theoriques. (auteur)

  7. 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

    par neutron absorbe moyenne sur Le spectre de neutrons du reacteur) - Evaluation de la precision avec laquelle sont connus ces rapports; d) Effet du Pu240: les mesures sont faites sur du Pu a teneurs en Pu240 egales a 1.5 pour cent, 3.11 pour cent et 9.95 pour cent; Un calcul de l'integrale de resonance I240 a partir des resultats experimentaux donne des valeurs en accord raisonnable avec les resultats obtenus par d'autres methodes plus classiques. e) Mesures d'indices de spectre sur les milieux aqueux contenant Pu, U5 et U3. Celles-ci permettent d'obtenir les rapports des sections efficaces moyennes de fission {sigma}f239-bar / {sigma}f235-bar sur ces differents spectres. Une comparaison calculs-experience est faite au moyen de diverses methodes theoriques. (auteur)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-03-15

    'etude de cet ensemble a mis en relief l'importance des donnees relatives aux sections efficaces et de l'interpretation theorique des resultats experimentaux pour l'etude d'un reacteur au thorium de type perfectionne. La precision des methodes analytiques employees a ete demontree lors de l'analyse des resultats experimentaux obtenus avec le ZPR-III. L'auteur compare trois configurations pour le transfert de chaleur, en utilisant le temps de doublement comme parametre d'optimisation. Les effets de la production de {sup 233}Pa et d'isotopes de l'uranium sur le bilan neutronique, les taux possibles de surgeneration et les caracteristiques de la combustion sont evalues en tenant compte de l'imprecision des sections efficaces nucleaires. (author) [Spanish] El autor estudia la concepcion del reactor AETR desde el punto de vista de la teoria actual de los parametros nucleares y del balance neutronico. En los sistemas moderados por grafito examina el efecto de la captura por resonancia en el torio para energias medias de absorcion del orden de 0,10 a 100 keV. Aplica formulas de resonancia angosta y de resonancia ancha para obtener la integral de resonancia efectiva en funcion de la temperatura, correspondiente a las barras de torio, y dicho parametro se expresa como secciones eficaces equivalentes de varios grupos. Se ha disenado y construido un conjunto critico para obtener datos nucleares indispensables en la gama de energias intermedias. En el diseno nuclear de dicho conjunto, se ha tenido particularmente en cuenta la importancia de los datos relativos a secciones eficaces y la interpretacion teorica de estos resultados experimentales, cosas ambas relacionadas con el diseno del reactor AETR. La precision de los metodos analiticos ha quedado demostrada por el estudio de los resultados experimentales obtenidos con el reactor ZPR-III. Se comparan tres sistemas de transmision de calor utilizando el tiempo de duplicacion como parametro optimo. Se estudia el efecto de la formacion

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

  10. Traitements didactiques preventifs d'un type de conceptions erronees en sciences physiques chez des eleves du secondaire

    Science.gov (United States)

    Blondin, Andre

    Dans un contexte constructiviste, les connaissances anterieures d'un individu sont essentielles a la construction de nouvelles connaissances. Quelle qu'en soit la source (certaines de ces connaissances ont ete elaborees en classe, d'autres ont ete elaborees par interaction personnelle de l'individu avec son environnement physique et social), ces connaissances, une fois acquises, constituent les matieres premieres de l'elaboration des nouvelles conceptions de cet individu. Generalement, cette influence est consideree comme positive. Cependant, dans un milieu scolaire ou l'apprentissage de certaines conceptions enchassees dans un programme d'etudes et enterinees par l'ensemble d'une communaute est obligatoire, certaines connaissances anterieures peuvent entraver la construction des conceptions exigees par la communaute. La litterature abonde de tels exemples. Cependant, certaines connaissances anterieures, en soi tout a fait conformes a l'Heritage, peuvent aussi, parce qu'utilisees de facon non pertinente, entraver la construction d'une conception exigee par la communaute. Ici, la litterature nous donne peu d'exemples de ce type, mais nous en fournirons quelques-uns dans le cadre theorique, et ce sera un d'entre eux qui servira de base a nos propos. En effet, une grande proportion d'eleves inscrits a un cours de sciences physiques de la quatrieme secondaire, en reponse a un probleme deja solutionne durant l'annee et redonne lors d'un examen sommatif, "Pourquoi la Lune nous montre-t-elle toujours la meme face?", attribue principalement la cause de ce phenomene a la rotation de la Terre sur son axe. En tant que responsable de l'enseignement de ce programme d'etudes, plusieurs questions nous sont venues a l'esprit, entre autres, comment, dans un contexte constructiviste, est-il possible de reduire chez un eleve, l'impact de cette connaissance anterieure dans l'elaboration de la solution et ainsi prevenir la construction d'une conception erronee? Nous avons teste nos

  11. Measurement units of physical values; Unites de mesure des grandeurs physiques

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1955-07-01

    The aim of this paper is twofold: 1) to give an analysis of the formation conditions of the various systems of units, 2) to show how the practical problems involving changes of units can be solved. This analysis leads to the conception of 'types' of systems, which is very useful to clarity the question of rationalized and non rationalized systems. The second point which consists essentially in: 1) finding the relationship between the measures of a given quantity in different systems, 2) deriving practical formulas, 3) deriving formulas in various 'types' of systems, is made easier by use of sets of: * definition formulas, * transformation formulas, * units of the various practical systems with useful numerical information covering the following fields: ** geometry, ** kinematics, ** mechanics, ** electricity and magnetism, ** thermodynamics, ** radiation, ** photometry, These sets being printed on coloured paper can be easily found. A number of numerical examples (21) show in a detailed way how to solve the various problems likely to occur. A chapter is particularly devoted to the Giorgi MKS system. (author) [French] Le but de cet expose est double: 1) donner une analyse des conditions de formation des differents systemes d'unites, 2) montrer comment peuvent se resoudre les problemes pratiques de changement d'unites. Cette analyse amene a 1a conception de ''types'' de systemes, conception tres utile pour eclairer la question des systemes rationalises et non rationalises. La seconde partie du programme qui consiste essentiellement: 1) a determiner les relations entre les mesures d'une meme grandeur dans differents systemes, 2) a etablir des formules pratiques, 3) a etablir les formules valables dans un ''type'' de systeme donne est facilitee par l'utilisation de listes classees de 1) formules de definition, 2) equations de transformation, 3) unites des differents systemes accompagnees de relations numeriques utiles, couvrant les domaines suivants: 1) geometrie, 5

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1959-07-01

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

  14. General problems arising from the analogical resolution of the kinetic equations of nuclear reactors (1961); Problemes generaux poses par la resolution analogique des equations cinetiques des reacteurs nucleaires (1961)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1961-07-01

    The author reviews precisely the analogical techniques used for the resolution of the kinetic equations of nuclear reactors. Prior to this, he recalls the reasons which oblige physicians and engineers, even today, to use electronic machines in this domain. The author then considers the technological problems posed by the range of values which the various nuclear parameters adopt. In each case, he shows that a compromise is possible allowing an optimum precision. He compares the results to those obtained by arithmetic calculation and uses the examples chosen in a critical analysis of the present possibilities of the two methods of calculation. (author) [French] L'auteur cherche a faire un point aussi exact que possible des techniques analogiques utilisees pour resoudre les equations cinetiques des reacteurs nucleaires. Il rappelle auparavant les raisons pour lesquelles physiciens et ingenieurs sont obliges, encore aujourd'hui, de faire appel aux machines electroniques dans ce domaine. Puis il etudie les problemes technologiques que souleve le champ des valeurs prises par les differents parametres nucleaires. Dans chacun des cas, il montre l'existence d'un compromis qui permet d'atteindre une precision optimum. Il compare les resultats obtenus a ceux provenant de calculateurs arithmetiques et profite des exemples choisis pour faire une analyse critique des possibilites actuelles offertes par les deux modes de calcul. (auteur)

  15. 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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1961-02-15

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

  17. Demain, la physique

    CERN Document Server

    Aspect, Alain; Balibar, Sébastien; Brézin, Edouard; Cabane, Bernard; Fauve, Stephan; Kaplan, Daniel; Léna, Pierre; Poirier, Jean-Paul; Prost, Jacques

    2004-01-01

    Ce livre est le récit de quelques-unes des incertitudes de la physique d'aujourd'hui en devenir, avec l'ambition de montrer que les questions posées ne sont pas l'effet d'un quelconque arbitraire mais d'une logique interne qui nous a conduits immanquablement là où nous sommes. Certes la moindre question de physique d'aujourd'hui n'est compréhensible dans ses détails qu'au prix d'un investissement technique considérable. Il nous a semblé qu'il était néanmoins possible de raconter en mots, sans équations, ni long investissement préalable dans la lecture d'ouvrages difficiles, les interrogations auxquelles sont confrontés les physiciens de notre temps. ", Edouard Brézin. Pour l'année mondiale de la physique, et à l'initiative de l'Académie des sciences, dix grands savants français sont réunis ici pour nous faire partager les extraordinaires avancées de la physique moderne.

  18. Economic Effect on the Plutonium Cycle of Employing {sup 235}U in Fast Reactor Start-Up; Incidence Economique du Demarrage des Reacteurs Rapides a l'Aide d'Uranium-235 sur le Cycle du Plutonium

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Van Dievoet, J.; Egleme, M.; Hermans, L. [BELGONUCLEAIRE, Bruxelles (Belgium)

    1967-09-15

    factors, inventory factors) from one cycle to another, with a comparative study of the use of {sup 235}U in thermal and fast reactors, variations in the discounted fuel cycle costs from one cycle to another, and weight and characteristics of the recycled fuel, of the additional fuel required and of excess fuel. (author) [French] Le memoire presente les premiers resultats d'une etude entreprise dans le cadre d'un contrat d'association Euratom-Belgique et destinee a evaluer l'interet de l'alimentation de reacteurs rapides en uranium-235. Plusieurs possibilites se presentent pour le demarrage d'un reacteur rapide a l'aide d'uranium-235. 1. Le reacteur peut etre alimente en permanence avec de l'uranium enrichi, le plutonium produit servant a demarrer et a alimenter d'autres reacteurs; dans ce cas, l'uranium est recycle dans le reacteur en y ajoutant de l'uranium enrichi. 2. Le plutonium produit dans le reacteur peut etre partiellement recycle dans celui-ci, ainsi que l'uranium; dans ce cas, le reacteur se transforme progressivement en un reacteur au plutonium. Ces deux cas peuvent etre combines pour un reacteur a plusieurs zones d'enrichissement, ou l'on peut appliquer simultanement les deux politiques a des zones differentes, c'est-a-dire: alimenter, par exemple, la zone interne en uranium enrichi et recycler le plutonium dans la zone externe. Le mode de traitement du combustible irradie rend egalement le probleme complexe, selon que l'on traite ensemble ou separement le coeur et les couvertures axiales; de meme, pour un reacteur a plusieurs zones d'enrichissement, celles-ci peuvent etre traitees ensemble ou separement. Les calculs sont effectues a l'aide d'un code de calcul utilisant, pour lavpartie relative aux caracteristiques des reacteurs successifs, les coefficients d'equivalence definis par Baker and Ross et, pour la partie economique, la methode du cout actualise du cycle du combustible. Dans la premiere phase des travaux, une analyse approcheedu phenomene a ete

  19. Autogestion des troubles de l'humeur et/ou d'anxiété par l'activité physique et l'exercice

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Louise Pelletier

    2017-01-01

    Full Text Available Introduction : L'activité physique et l'exercice constituent une stratégie d'autogestion importante pour les personnes vivant avec une maladie mentale. Cette étude visait à caractériser à la fois les personnes atteintes d'un trouble de l'humeur et/ou d'anxiété qui faisaient de l'exercice ou de l'activité physique pour aider à gérer leur trouble et celles qui n'en faisaient pas, ainsi qu'à identifier les facteurs facilitant l'activité physique et l'exercice et ceux constituant un obstacle. Méthodologie : L'Enquête sur les personnes ayant une maladie chronique au Canada - Composante des troubles de l'humeur et/ou d'anxiété de 2014 a été utilisée pour cette étude. Les répondants (n = 2 678 ont été classés en fonction de la fréquence à laquelle ils faisaient de l'exercice : (1 aucun exercice, (2 exercice une à trois fois par semaine et (3 exercice quatre fois ou plus par semaine. Nous avons procédé à des analyses descriptives et de régression logistique multinomiale. Nous avons pondéré toutes les estimations afin que les données soient représentatives de la population canadienne adulte vivant en logement privé dans l'une des 10 provinces et ayant déclaré avoir reçu un diagnostic de troubles de l'humeur et/ou d'anxiété. Résultats : Sur l'ensemble des Canadiens affectés, 51,0 % ne faisaient aucun exercice pour aider à gérer leur trouble de l'humeur et/ou d'anxiété, 23,8 % en faisaient d'une à trois fois par semaine et 25,3 % en faisaient quatre fois ou plus par semaine. On a établi un lien entre, d'une part, un âge plus avancé, des niveaux de scolarité plus bas et une suffisance de revenu du ménage plus faible et, d'autre part, une fréquence plus importante de l'inactivité. Les individus vivant avec un trouble de l'humeur (avec ou sans anxiété et ceux avec des comorbidités physiques étaient moins susceptibles de faire régulièrement de l'exercice. Les recommandations d'un médecin ou d

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-07-01

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

  1. Les jardins de la physique

    CERN Document Server

    Allemand, Luc

    2017-01-01

    À l'écart du monde, loin des laboratoires, en contact avec la nature, des savants réputés du monde entier viennent enseigner les grands sujets de la physique et partager les dernières avancées avec de nombreux élèves. À l'écart du monde, loin des laboratoires, en contact avec la nature, des savants réputés du monde entier viennent enseigner les grands sujets de la physique et partager les dernières avancées avec de nombreux élèves. Ces hauts-lieux sont propices à la méditation et procurent autant d'opportunités de rencontres et d'échanges. La liberté de pensée qui y règne permet d'explorer de nouvelles pistes pour la physique de demain. Car les grandes découvertes surviennent rarement comme des illuminations : elles résultent plutôt de lentes maturations, accompagnées de travail acharné et de discussions suivies. De tels lieux existent depuis les années 1950 en France : l'Institut d'Études scientifiques de Cargèse, en Corse, et l'École de Physique des Houches, dans les Alpes, ...

  2. Definition of the chief physical quantities in use in vacuum techniques, and their corresponding units; Definition des principales grandeurs physiques en usage dans la technique du vide et des unites correspondantes

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Boulassier, J. C. [Commissariat a l' energie atomique et aux energies alternatives - Service de Physique Appliquee, CEA (France)

    1959-07-01

    It would seem desirable for vacuum technicians to adopt the coherent systems of units generally used in physics. This article presents an internal standardisation project in the CEA, and gives a brief review of the definitions of the physical quantities to which it applies. Reprint of a paper published in 'Le vide', n. 79, January-February 1959, p. 29-35 [French] Il serait souhaitable de voir les techniciens du vide adopter les systemes d'unites coherents usites generalement en physique. Cet article presente un projet de normalisation interne au C.E. A. et rappelle succinctement les definitions des grandeurs physiques auxquelles il se rapporte. Reproduction d'un article publie dans 'Le vide', n. 79, Janvier-Fevrier 1959, p. 29-35.

  3. 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)

  4. 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)

  5. Introduction à la physique quantique

    CERN Document Server

    Basdevant, Jean-Louis

    2017-01-01

    Toute la physique actuelle, du transistor à l’astrophysique, de l’énergie photovoltaïque à la physique des particules et aux interactions fondamentales contient une part prédominante de physique quantique. Une large fraction de la technologie moderne provient de processus et phénomènes quantiques. Le but de cet ouvrage est de donner les bases de cette théorie, tout en s’appuyant à chaque étape, sur des phénomènes caractéristiques de la physique moderne à l’aide d’un ensemble d’exercices, certains très simples, d’autre plus approfondis. Ces exemples proviennent de toutes les branches de la physique, de l’optique quantique à la physique du solide et aux particules élémentaires. Cette seconde édition, outre l’ajout de quelques exercices et problèmes complémentaires, intègre maintenant une section consacrée à la distribution de Dirac et une autre aux développements de l’information quantique.

  6. The pretreatment of uranium ores by physical processing; Les problemes de la preconcentration des minerais d'uranium par voie physique

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Vuchot, L; Ginocchio, A; Hubert, G; Roques, E; Sandier, J [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1958-07-01

    After giving an outline of the classical means of physical processing - granulometry, gravimetry, flotation, magnetism, electrostatics, the authors study the methods peculiar to radioactive ores: pretreatment in batches (counting cylinders) or stone by stone (electronic sorting belt). The three factors to be considered in any treatment operation are studied (cost of the operation, metal recovery, ratio of concentration), as well as their bearing on the cost and the productivity of the following operations. Making use of radioactivity in order to find out instantaneously the approximate grade of the obtained product makes it possible to reduce costs and improve results by setting up total automation. (author) [French] Apres un apercu des procedes classiques de concentration physique des minerais - granulometrie, gravimetrie, flottation, magnetisme et electrostatique, les auteurs s'attachent aux methodes propres aux minerais radioactifs: preconcentration par lots (cylindre de comptage) ou caillou par caillou (bande de triage electronique). Les trois facteurs a considerer lors de toute operation de traitement sont etudies (prix de revient de l'operation, rendement metal et rendement poids), ainsi que leurs repercussions sur les prix de revient et rendements des traitements ulterieurs. L'utilisation de la radioactivite pour determiner instantanement la teneur approximative des produits obtenus permet d'envisager de reduire les prix de revient et d'ameliorer les resultats par une automatisation totale. (auteur)

  7. The pretreatment of uranium ores by physical processing; Les problemes de la preconcentration des minerais d'uranium par voie physique

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Vuchot, L.; Ginocchio, A.; Hubert, G.; Roques, E.; Sandier, J. [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1958-07-01

    After giving an outline of the classical means of physical processing - granulometry, gravimetry, flotation, magnetism, electrostatics, the authors study the methods peculiar to radioactive ores: pretreatment in batches (counting cylinders) or stone by stone (electronic sorting belt). The three factors to be considered in any treatment operation are studied (cost of the operation, metal recovery, ratio of concentration), as well as their bearing on the cost and the productivity of the following operations. Making use of radioactivity in order to find out instantaneously the approximate grade of the obtained product makes it possible to reduce costs and improve results by setting up total automation. (author) [French] Apres un apercu des procedes classiques de concentration physique des minerais - granulometrie, gravimetrie, flottation, magnetisme et electrostatique, les auteurs s'attachent aux methodes propres aux minerais radioactifs: preconcentration par lots (cylindre de comptage) ou caillou par caillou (bande de triage electronique). Les trois facteurs a considerer lors de toute operation de traitement sont etudies (prix de revient de l'operation, rendement metal et rendement poids), ainsi que leurs repercussions sur les prix de revient et rendements des traitements ulterieurs. L'utilisation de la radioactivite pour determiner instantanement la teneur approximative des produits obtenus permet d'envisager de reduire les prix de revient et d'ameliorer les resultats par une automatisation totale. (auteur)

  8. La vigilance des enseignant-e-s d’éducation physique et sportive relative à l’égalité des filles et des garçons Physical education teachers' vigilance towards gender equity

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Geneviève Cogerino

    2011-10-01

    Full Text Available Les recherches en Éducation Physique et Sportive (EPS montrent des enseignant-e-s très majoritairement favorables à la mixité, mais elles mettent à jour des mécanismes discriminatoires laissant supposer que ces dernier(es seraient sans conscience des inégalités qu’ils/elles provoquent. Le choix d’une étude s’appuyant sur la psychophénoménologie permet de documenter les logiques intrinsèques à l’origine des discriminations : 24 entretiens d’explicitation ont été réalisés auprès d’enseignant-e-s d’EPS afin de leur faire décrire leurs expériences vécues de cours mixtes. Nos résultats montrent que la mixité est toujours subjectivement située : sa forme, choisie par l’enseignant-e, implique en retour des décisions de justice ainsi qu’une vigilance plus ou moins forte du point de vue de l’équité sexuée. Deux études de cas permettront d’illustrer les facteurs subjectifs qui jouent sur cette vigilance.Researches show that physical education (PE teachers are overwhelmingly in favor of coeducation. But they update discriminatory mechanisms suggesting that they are unaware of the inequities they cause. A study based on psychophenomenology allows to document the intrinsic logics behind discrimination: 24 explanatory interviews were carried out with PE teachers to let them describe their lived experiences in coeducational classes. Our results show that coeducation is always subjectively located: its form, chosen by the teacher, calls in return for justice decisions and for a more or less strong vigilance concerning gender equity. Two case studies illustrate the subjective factors that influence alertness toward the gender equity.

  9. Modélisation des processus physiques et biologiques dans des fosses septiques et voies de valorisation des boues de vidange:Application à Bujumbura-Burundi

    OpenAIRE

    Nsavyimana, Gaston

    2014-01-01

    Dans les pays en développement (PED) en général et au Burundi en particulier, la problématique de gestion des eaux usées et des déchets solides constitue un enjeu majeur pour les spécialistes et les autorités locales. En effet, suite à un manque des stations d'épuration collectives au Burundi, les fosses septiques sont les plus utilisées pour gérer les eaux usées produites. Cependant, les processus qui s'y déroulent ne sont pas encore maîtrisés et la gestion des boues de vidange lorsque c...

  10. La physique mot à mot

    CERN Document Server

    Diu, Bernard

    2005-01-01

    Comment comprendre la physique ? Comment savoir pourquoi il y a des particules et des antiparticules, ou dans quel état se trouve le chat de Schrödinger ? Comment découvrir ce qui se conserve dans la nature ? Comment s'initier aux théories à la pointe de notre connaissance de l'Univers ? Ce livre veut aider à parler la physique, à apprendre son vocabulaire. Chaque mot est défini dans son sens immédiat comme dans ses significations plus complexes. Et les renvois d'un mot à l'autre permettent de saisir la physique en bloc. Après Les atomes existent-ils vraiment ? et Traité de physique à l'usage des profanes, Bernard Diu fait partager, sous une nouvelle forme, sa passion pour la physique. A le lire, il ne fait aucun doute qu'Einstein avait raison : " Subtil est le Créateur. "

  11. Physique de spin dans l'effet Hall quantique par des expériences de chaleur spécifique et de magnétotransport

    Science.gov (United States)

    Melinte, Sorin; Shayegan, Mansour; Bayot, Vincent

    We review recent heat capacity and magnetotransport experiments on GaAs/AlGaAs heterostructures containing multilayer two-dimensional electron systems (2DESs) in the quantum Hall regime. Emphasis in this article is on the study of the heat capacity near Landau level filling factor ν=1. We also present a detailed survey of the development of the quantum Hall effect in tilted-magnetic fields for ν≲2. Among the novel phenomena we address is the strong coupling between the nuclear spins and the electrons associated with the spin phase transitions of the 2DES at ν=4/3 and near ν=1. To cite this article: S. Melinte et al., C. R. Physique 3 (2002) 667-676.

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-10-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-10-01

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

  14. Amélioration des propriétés physiques et chimiques du sol sous l ...

    African Journals Online (AJOL)

    SARAH

    28 févr. 2014 ... RESUME. Objectifs : Cette étude a été conduite au cours de la saison culturale 2012-2013 sur un ferralsol de la ferme. Kasapa dans la région de Lubumbashi en vue d'évaluer les effets des doses combinées des fumiers des poules et des engrais minéraux sur le rendement de maïs (Zea mays Var Unilu) ...

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    1968-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

  17. Calculation system for physical analysis of boiling water reactors; Modelisation des phenomenes physiques specifiques aux reacteurs a eau bouillante, notamment le couplage neutronique-thermohydraulique

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Bouveret, F

    2001-07-01

    Although Boiling Water Reactors generate a quarter of worldwide nuclear electricity, they have been only little studied in France. A certain interest now shows up for these reactors. So, the aim of the work presented here is to contribute to determine a core calculation methodology with CEA (Commissariat a l'Energie Atomique) codes. Vapour production in the reactor core involves great differences in technological options from pressurised water reactor. We analyse main physical phenomena for BWR and offer solutions taking them into account. BWR fuel assembly heterogeneity causes steep thermal flux gradients. The two dimensional collision probability method with exact boundary conditions makes possible to calculate accurately the flux in BWR fuel assemblies using the APOLLO-2 lattice code but induces a very long calculation time. So, we determine a new methodology based on a two-level flux calculation. Void fraction variations in assemblies involve big spectrum changes that we have to consider in core calculation. We suggest to use a void history parameter to generate cross-sections libraries for core calculation. The core calculation code has also to calculate the depletion of main isotopes concentrations. A core calculation associating neutronics and thermal-hydraulic codes lays stress on points we still have to study out. The most important of them is to take into account the control blade in the different calculation stages. (author)

  18. Calculation system for physical analysis of boiling water reactors; Modelisation des phenomenes physiques specifiques aux reacteurs a eau bouillante, notamment le couplage neutronique-thermohydraulique

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Bouveret, F

    2001-07-01

    Although Boiling Water Reactors generate a quarter of worldwide nuclear electricity, they have been only little studied in France. A certain interest now shows up for these reactors. So, the aim of the work presented here is to contribute to determine a core calculation methodology with CEA (Commissariat a l'Energie Atomique) codes. Vapour production in the reactor core involves great differences in technological options from pressurised water reactor. We analyse main physical phenomena for BWR and offer solutions taking them into account. BWR fuel assembly heterogeneity causes steep thermal flux gradients. The two dimensional collision probability method with exact boundary conditions makes possible to calculate accurately the flux in BWR fuel assemblies using the APOLLO-2 lattice code but induces a very long calculation time. So, we determine a new methodology based on a two-level flux calculation. Void fraction variations in assemblies involve big spectrum changes that we have to consider in core calculation. We suggest to use a void history parameter to generate cross-sections libraries for core calculation. The core calculation code has also to calculate the depletion of main isotopes concentrations. A core calculation associating neutronics and thermal-hydraulic codes lays stress on points we still have to study out. The most important of them is to take into account the control blade in the different calculation stages. (author)

  19. Introduction \\`a la Physique Quantique

    OpenAIRE

    Piron, Constantin

    2002-01-01

    En nous laissant guider par la notion de champ qui en fait domine toute la physique nous d\\'efinissons la nature physique d'un syst\\`eme, ses propri\\'et\\'es et ses \\'etats possibles. Nous proposons alors un cadre tr\\`es g\\'en\\'erale permettant la description de tels syst\\`emes et la construction de mod\\`eles consistants. Nous en donnons des exemples et pour illustrer les concepts de notre th\\'eorie nous d\\'ecrivons diff\\'erents types d'\\'evolutions. Pour terminer nous discutons en d\\'etails u...

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-02-15

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

  1. La mesure de pluie par radar : du calibrage par des pluviomètres vers l'interprétation physique des images

    OpenAIRE

    ANDRIEU, H

    2002-01-01

    Cet article retrace l'évolution des méthodes de traitement des images radar pour la mesure des précipitations. Les études ont tout donné la priorité au calibrage des images radar par des données pluviométriques de façon à bénéficier des avantages supposés de chaque capteur : représentativité ponctuelle du pluviomètre, continuité spatiale de l'image radar. Bien que positifs, les résultats obtenus ont mis en évidence la nécessité d'une détection et d'une correction des principales sources d'err...

  2. Inactivité physique et nombre d'heures passées devant la télévision chez les adultes autochtones asthmatiques : analyse transversale de l'Enquête auprès des peuples autochtones

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    N. Doggett

    2015-01-01

    Full Text Available Contexte : Notre analyse visait à déterminer l'association entre l'asthme et le niveau d'activité physique ainsi qu'avec le nombre d'heures d'activités sédentaires chez les adultes autochtones et visait à comprendre l'influence de l'inactivité physique et du nombre d'heures d'activités sédentaires sur l'utilisation des soins de santé par les adultes autochtones asthmatiques. Méthodologie : Notre analyse a porté sur 20 953 répondants adultes de l'Enquête auprès des peuples autochtones de 2006. Nous avons considéré que les répondants étaient atteints d'asthme « actuel » s'ils avaient déclaré avoir reçu un diagnostic d'asthme de la part d'un médecin et s'ils avaient une ordonnance valide pour des médicaments contre l'asthme. Notre définition d'une activité physique insuffisante correspondait au fait de pratiquer moins de 3 heures d'activité physique modérée à intense par semaine, et notre définition d'un nombre élevé d'heures passées devant la télévision correspondait au fait de regarder la télévision pendant plus de 10 heures par semaine. Nous avons évalué l'utilisation des soins de santé à l'aide du nombre de consultations de professionnels de la santé et du nombre d'hospitalisations d'au moins une nuit. Résultats : Les adultes autochtones asthmatiques étaient plus susceptibles de déclarer un nombre élevé d'heures passées devant la télévision (RC = 1,16; IC : 1,11 à 1,22 et une activité physique insuffisante (RC = 1,15; IC : 1,10 à 1,20 que les non-asthmatiques. Les asthmatiques ayant déclaré un nombre élevé d'heures passées devant la télévision ont signalé plus de consultations de professionnels de la santé au cours des 12 derniers mois (RC = 2,59; IC : 2,34 à 2,87, plus d'hospitalisations d'au moins une nuit au cours de la dernière année (RC = 1,95; IC : 1,82 à 2,08 et plus d'hospitalisations d'au moins une nuit au cours des 5 dernières années (RC = 1,13; IC : 1,07 à 1

  3. Physique quantique

    OpenAIRE

    Haroche, Serge

    2016-01-01

    De l’infiniment petit à l’infiniment grand, couvrant plus de soixante ordres de grandeur de dimension spatiale, la théorie quantique est invoquée, tant pour décrire les vibrations encore largement mystérieuses des cordes microscopiques qui pourraient être les constituants élémentaires de l’Univers, que pour rendre compte des fluctuations du rayonnement micro-onde qui nous parvient des confins du cosmos. Serge Haroche nous présente dans cette leçon la théorie scientifique qui a révolutionné no...

  4. Amélioration des propriétés physiques et chimiques du sol sous l ...

    African Journals Online (AJOL)

    SARAH

    28 févr. 2014 ... sol autour de Lubumbashi a profondément changé et la savane correspond à la dégradation de la forêt claire ... couverture, ont été apportés à des quantités différentes en fonction des traitements. Le coût d'acquisition ... sur les deux lignes du milieu et le rendement a été ajustés au taux d'humidité de 14%.

  5. Introduction à la physique moderne physique quantique et relativité : cours et exercices

    CERN Document Server

    Fabre, Claude; Treps, Nicolas

    2015-01-01

    Cet ouvrage est conçu comme une première approche des deux grands « piliers » de la physique actuelle, dite « physique moderne », que sont la relativité et la physique quantique. Il présente, au niveau le plus élémentaire possible, les concepts de base de ces deux théories et est illustré par de nombreux exemples concrets de phénomènes physiques pour lesquels les aspects quantiques et/ou relativistes sont importants voire essentiels. Les concepts introduits sont illustrés par des exercices et des problèmes regroupés en fin d’ouvrage et dont les corrigés sont disponibles sur le site dunod.com.

  6. Caracterisation Physique des Sols Camp Militaire de Petawawa (Physical Characterization of the Soil in Military Camp of Petawawa).

    Science.gov (United States)

    1979-10-01

    un pled de tourbe flottant sur cinq pieds d’eau, au fond de laquelle on a 2 pieds de boue (dominance organique). Dans d’autres endroits, V~on peut...trouver cette tourbe nettement enracin~e dans les boues , mais ceci n’est qu’en p~riph~rie et n’apparatt que sur des surfaces d’environ un mitre carr6

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-10-15

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

  8. 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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-10-15

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

  10. Physics of phenomena in the zone close to an underground nuclear explosion; Physique des phenomenes en zone proche des explosions nucleaires souterraines

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1969-07-01

    After a description of the phenomenology of underground explosions, the basic laws governing the propagation in the ground of the energy produced by the explosion are given. The reports considers hydrodynamics, the mechanics of solids, the equations of state for solids and gases in the case of very high and medium pressures, and the dynamical strength of solids. These various elements make it possible to draw up a system of equations which define completely the changes with time of the shock-wave produced in the ground by the explosion. (authors) [French] Apres une description de la phenomenologie des explosions souterraines, on expose les lois fondamentales regissant la propagation dans le sol de l'energie degagee par l'explosion. L'expose comprend des developpements sur l'hydrodynamique, la mecanique des solides, les equations d'etat des solides et des gaz, aux tres fortes et moyennes pressions, et sur la resistance dynamique des solides. Ces differents elements permettent d'ecrire un systeme d'equations qui definissent completement l'evolution dans le temps de l'onde de choc emise dans le sol par l'explosion. (auteurs)

  11. Physics of phenomena in the zone close to an underground nuclear explosion; Physique des phenomenes en zone proche des explosions nucleaires souterraines

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1969-07-01

    After a description of the phenomenology of underground explosions, the basic laws governing the propagation in the ground of the energy produced by the explosion are given. The reports considers hydrodynamics, the mechanics of solids, the equations of state for solids and gases in the case of very high and medium pressures, and the dynamical strength of solids. These various elements make it possible to draw up a system of equations which define completely the changes with time of the shock-wave produced in the ground by the explosion. (authors) [French] Apres une description de la phenomenologie des explosions souterraines, on expose les lois fondamentales regissant la propagation dans le sol de l'energie degagee par l'explosion. L'expose comprend des developpements sur l'hydrodynamique, la mecanique des solides, les equations d'etat des solides et des gaz, aux tres fortes et moyennes pressions, et sur la resistance dynamique des solides. Ces differents elements permettent d'ecrire un systeme d'equations qui definissent completement l'evolution dans le temps de l'onde de choc emise dans le sol par l'explosion. (auteurs)

  12. Study of the asymptotic expansion of multiple integrals in mathematical physics; Etudes sur les developpements asymptotiques des integrales multiples de la physique mathematique

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1968-07-01

    , provided one interprets in a proper manner the results derived from the two methods, especially the expression of the geometrical wave. (author) [French] Nous avons applique la methode de la phase stationnaire pour evaluer les integrales doubles et multiples du type: (A) U(k) = g(x)e{sup ik{phi}}{sup (x)} d(x), (x)=(x{sub 1},..., x{sub n}) pour les grandes valeurs du parametre k. Dans la premiere partie nous avons etendu d'une maniere rigoureuse la methode de la phase stationnaire aux integrales doubles et multiples de type (A). De plus, nous avons obtenu un developpement asymptotique de (A), lorsque l'amplitude et la phase peuvent se developper sous forme canonique au voisinage de points critiques ou stationnaires de l'integrale (A). Ce developpement contient comme cas particuliers tous les cas importants dans les applications physiques et particulierement en diffraction et diffusion d'ondes electromagnetiques et corpusculaires par des systemes optiques, corps diffractants et potentiels de diffusions. Dans la seconde partie nous avons considere le probleme de la convergence du developpement de la contribution principale a l'integrale, au sens asymptotique de Poincare. La preuve est basee sur la methode des majorantes, utilisee en analyse mathematique. La troisieme partie contient la derivation des series asymptotiques diverses, due aux types varies de points critiques ou stationnaires lies aux fonctions d'amplitude et de phase. Dans la quatrieme partie nous avons generalise la methode aux integrales multiples et au cas ou le parametre k entre implicitement dans la fonction de phase. Ce dernier type d'integrales permet l'extension du premier type a de nombreux problemes physiques, par exemple a la propagation d'ondes en milieux dispersifs et absorbants. Au dernier chapitre, nous faisons l'etude des integrales doubles de diffractions (theorie de Kirchhoff) et nous comparons les resultats par l'application de la methode de la phase stationnaire et de la methode Young

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1957-07-01

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

  14. L'épistémologie et l'histoire des sciences et des techniques peuvent elles aider les futurs enseignants de sciences physiques dans l'exercice de leur métier ? Regards portés pour une ingénierie de formation

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Guedj Muriel

    2014-01-01

    Full Text Available Cette étude interroge la place de l'Epistémologie, l'Histoire des Sciences et des Techniques comme élément pertinent pour améliorer la professionnalité des enseignants de sciences physiques. La réflexion se nourrit des nouvelles orientations prises au sein d'écoles d'ingénieurs et de facultés de médecine qui ont fait le choix d'introduire des unités d'enseignement dédiées aux Sciences Humaines et Sociales afin de perfectionner la qualité professionnelle de leurs formations. Une étude de cas dédiée à l'enseignement de l'énergie illustre le propos.

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-10-15

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

  16. La physique des tas de sable Description phénoménologique de la propagation des contraintes dans les matériaux granulaires

    Science.gov (United States)

    Claudin, Ph.

    This work deals with the stress distribution in dry granular media such as sand. As a matter of fact, the granular family is amazingly wide: raw materials used in building, chemical or food industries are made of little grains. Predicting how forces propagate and fluctuate into granular media is then a real and concrete challenge. This goal is not easy to reach. One reason is that the stress distribution is strongly inhomogeneous: the forces applied on a granular system will be supported almost entirely by a fraction of the grains which form chains, or arches. As a consequence, the stress profile beneath a sandpile depends on the way that the pile was built. In order to describe quantitatively these effects, we proposed a phenomenological friction relation between arches. The differential equations which come out from this modelling are of hyperbolic type, which means that there exists particular lines for propagation called characteristics. We managed to match these characteristics with arches. These models fit well with experimental data, and can explain for example the dip of pressure observed beneath the apex of a pile made with a hopper. They also significantly improve Janssen's predictions for the silo. We also looked at stress fluctuations, and showed that granular material are intrinsically fragile when subjected to changing external forces or perturbations. This property has been particulary studied within a scalar arching model with which we were able to visualize changes of stress paths and subsequent changes of the stress distribution. Ce travail porte sur la description de la manière dont les forces se propagent dans les milieux granulaires comme le sable. Cette catégorie de matériaux est en fait très vaste, et pouvoir prédire de manière satisfaisante la répartition des contraintes au sein d'un système granulaire est un enjeu industriel réel et concret. Or ceci est difficile. Une des raisons en est que cette répartition est très inhomog

  17. Purification by molecular sieve of helium used as inert cover gas in nuclear reactors; Epuration de l'helium de couverture des reacteurs nucleaires par adsorption sur tamis moleculaire

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1967-07-01

    A method carried out at fairly low temperatures (between -50 and -80 deg. C) has been studied for the purification of the helium used as cover gas for heavy water in reactors. The use of the 5A molecular sieve has been adopted because of its superiority over other adsorbents in this temperature range. The particular problems connected with adsorption under dynamic conditions have been dealt with separately. The nitrogen adsorption isotherms have been plotted and the heat of adsorption calculated. (authors) [French] Une methode d'epuration, a temperature moderement basse (comprise entre -50 et -80 deg. C) de l'helium servant de couverture inerte a l'eau lourde des reacteurs a ete etudiee. L'emploi au tamis moleculaire 5A a ete retenu pour la superiorite de celui-ci sur d'autres adsorbants dans ce domaine de temperatures. Les problemes particuliers a l'adsorption en regime dynamique ont ete separement traites. Les isothermes d'adsorption d'azote ont ete tracees et la chaleur d'adsorp. tion calculee. (auteurs)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    2011-02-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-02-15

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

  20. Methods for determining thermal stresses values. Some examples relating to nuclear reactors; Methodes de determination des contraintes thermiques. Quelques exemples d'application aux reacteurs

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Bernard, J; Gautier, A [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires; Peres, A [Israel Institute of Technology, Dept. of Nuclear Science Technion (Israel)

    1958-07-01

    As modern techniques develop more elaborate machines, and make their way towards higher and higher temperatures and pressures, the thermal stresses become a matter of major importance in the design of mechanical structures. In the first part of this paper, the authors examine the problem from a theoretical standpoint, and try to evaluate the aptitude and limitation of mathematical techniques to attain the quantitative values of thermal stresses. This paper deals mainly with the experimental methods to measure thermal stresses. The authors show some examples relating to nuclear reactors. (author)Fren. [French] Au fur et a mesure que la technique moderne developpe des machines plus poussees et s'oriente vers des temperatures et des pressions toujours plus elevees, les contraintes thermiques deviennent un facteur d'importance capitale dans le calcul des structures mecaniques. Les auteurs examinent d'abord l'aspect theorique du probleme, ainsi que l'aptitude et les limites du calcul pour exprimer quantitativement la valeur des contraintes thermiques. Les auteurs exposent principalement, ensuite, les methodes experimentales qui permettent de mesurer ces contraintes, et illustrent cet expose de quelques exemples relatifs aux installations nucleaires. (auteur)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-09-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

  3. Rapport sur le déroulement de l'expérience sur le double échange de charge des mésons $\\pi^{+} \\pi^{-}$ de 70 MeV/c effectuée les 14-15 mai 1965 au CS du CERN par le Départment de Physique Corpusculaire CRN Strasbourg Utilisation d'un bobinage supra-conducteur niobium-zicornium (dans HE liquide) donnant 42 KG pour aider la détermination du signe des pions au sein des émulsions chargées en lithium isotopique

    CERN Document Server

    CERN. Geneva. Emulsion Experiments Committee

    1965-01-01

    Rapport sur le déroulement de l'expérience sur le double échange de charge des mésons $\\pi^{+} \\pi^{-}$ de 70 MeV/c effectuée les 14-15 mai 1965 au CS du CERN par le Départment de Physique Corpusculaire CRN Strasbourg

  4. Le cours de physique de Feynman

    CERN Document Server

    Feynman, Richard; Sands, Matthew

    L’ampleur du succès qu’a rencontré le « Cours de physique de Feynman » dès sa parution s’explique par son caractère fondamentalement novateur. Richard Feynman, qui fut professeur d’université dès l’âge de vingt-quatre ans, a exprimé dans ce cours, avant d’obtenir le prix Nobel de Physique, une vision expérimentale et extrêmement personnelle de l’enseignement de la physique. Cette vision a, depuis, remporté l’adhésion des physiciens du monde entier, faisant de cet ouvrage un grand classique. Ce cours en cinq volumes (Électromagnétisme 1 et 2, Mécanique 1 et 2, Mécanique quantique) s’adresse aux étudiants de tous niveaux qui y trouveront aussi bien les notions de base débarrassées de tout appareil mathématique inutile, que les avancées les plus modernes de cette science passionnante qu’est la physique. Cette nouvelle édition corrigée bénéficie d’une mise en page plus aérée pour un meilleur confort de lecture.

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1959-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    1968-07-01

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

  7. Contenu de la fréquence de l'E.E.G. en fonction de l'effort physique et mental chez des malades présentant une insuffisance cérébrovasculaire (Communication préliminaire)

    NARCIS (Netherlands)

    Troost, J.; Kamp, A.; Kamphuisen, A.H.C.; Storm van Leeuwen, W.

    Le contenu de la fréquence de l'E.E.G. en fonction de l'effort physique et mental chez des malades présentant une insuffisance cérébro-vasculaire (une communication préalable). La méthode consiste en une analyse spectrale digitale de l'E.E.G., qui est enregistré à l'aide d'un système

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1960-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1957-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1957-07-01

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

  11. Étude qualitative sur les perceptions à propos de la capacité des organisations à promouvoir l’activité physique au Canada et à propos de l’influence de ParticipACTION cinq ans après sa relance

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Subha Ramanathan

    2018-01-01

    Full Text Available Introduction. ParticipACTION est un organisme canadien de communication et de marketing social faisant la promotion de l’activité physique qui a été relancé en 2007. Notre étude visait à évaluer de manière qualitative le pouvoir d’action des organisations canadiennes en matière de promotion de l’activité physique ainsi que l’influence de ParticipACTION sur ce pouvoir cinq ans après sa relance. Méthodologie. Des entrevues téléphoniques semi-structurées ont été réalisées auprès de 44 informateurs clés sélectionnés par échantillonnage dirigé. Les informateurs étaient représentatifs d’organismes nationaux, provinciaux et locaux ayant un mandat en matière de promotion de l’activité physique. Les données tirées des entrevues ont été analysées par thèmes. Résultats. Depuis la relance de ParticipACTION, le pouvoir d’action en matière de partenariats et de collaborations ainsi que le climat général dans le domaine de la promotion de l’activité physique se sont améliorés. Bien que diverses contraintes financières aient réduit la capacité des organisations à remplir leur mandat, leur impact a été atténué par des facteurs internes comme la présence d’employés compétents et les partenariats ainsi que par des facteurs externes comme les progrès technologiques dans les communications et les échanges d’information. Les avis étaient mitigés en ce qui concerne la contribution de ParticipACTION à l’amélioration de ce pouvoir d’action. Bien que ParticipACTION ait attiré l’attention sur l’inactivité, sa contribution a surtout été perçue comme complémentaire aux activités déjà en place. Certains organismes ont considéré que la relance de ParticipACTION avait accru la compétition pour le financement et l’accès aux médias populaires, tandis que d’autres étaient d’avis qu’il s’agissait d’une opportunité d’établir des partenariats officiels pour des

  12. [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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-06-15

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

  14. La Physique au LHC - Partie I

    CERN Multimedia

    CERN. Geneva

    2004-01-01

    Le LHC devrait permettre l'observation du boson de Higgs et pouvoir lever le voile sur l'un des scénarios de nouvelle physique présentés dans la cours précédent. Ce cours détaillera les perspectives de physique au LHC (découvertes possibles et mesures de précision) ainsi que les méthodes et difficultés expérimentales. L'accent sera mis sur les problèmes liés à la brisure de la symétrie electrofaible. Les possibilités de développement futur à plus haute luminosité et/ou énergie seront également discutées.

  15. La physique des bulles de champagne Une première approche des processus physico-chimiques liés à l'effervescence des vins de Champagne

    Science.gov (United States)

    Liger-Belair, G.

    2002-07-01

    bubbles collapsing at a free surface. But, to the best of our knowledge, and surprising as it may seem, no results concerning the collateral effects on adjoining bubbles of bubbles collapsing in a bubble monolayer have been reported up to now. Actually, effervescence in a glass of champagne ideally lends to a preliminary work with bubbles collapsing in a bubble monolayer. For a few seconds after pouring, the free surface is completely covered with a monolayer composed of quite monodisperse millimetric bubbles collapsing close to each others. We took high-speed photographs of the situation which immediately follows the rupture of a bubble cap in a bubble monolayer. Adjoining bubbles were found to be literally sucked and strongly stretched toward the lowest part of the cavity left by the bursting bubble, leading to unexpected and short-lived flower-shaped structures. Stresses in distorted bubbles (petals of the flower-shaped structure) were evaluated and found to be, at least, one order of magnitude higher than stresses numerically calculated in the boundary layer around an isolated single millimetric collapsing bubble. This is a brand-new and slightly counter-intuitive result. While absorbing the energy released during collapse, as an air-bag would do, adjoining bubble caps store this energy into their thin liquid film, leading finally to stresses much higher than those observed in the boundary layer around single millimetric collapsing bubbles. Further investigation should be conducted now, and especially numerically, in order to better understand the relative influence of each pertinent parameters (bubble size, liquid density and viscosity, effect of surfactant...) on bubble deformation. L'objectif général de cet ouvrage consacré à l'étude des processus physico- chimiques de l'effervescence des vins de Champagne était de décortiquer les différentes étapes de la vie d'une bulle de champagne en conditions réelles de consommation, dans une flûte. Nous r

  16. ParticipACTION, cinq ans après sa relance : enquête quantitative sur son rayonnement et sur le pouvoir d'action des organisations au Canada en matière d’initiatives consacrées à l’activité physique

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Guy Faulkner

    2018-01-01

    Full Text Available Introduction. ParticipACTION est un organisme canadien relancé en 2007 dédié à la communication et au marketing social en matière d’activité physique. Cette étude porte sur le pouvoir d'action des organismes canadiens dans l'adoption, la mise en oeuvre et la promotion des initiatives en ce domaine. Nos objectifs étaient de comparer les résultats de base (2008 avec les résultats de suivi (2013 en ce qui concerne (1 la connaissance de ParticipACTION, (2 la capacité d'un organisme à adopter, à mettre en oeuvre et à promouvoir des initiatives d’activité physique et (3 les différences potentielles en matière de pouvoir d'action d'une organisation en fonction de sa taille, de son secteur et de son mandat ainsi que (4 d’évaluer la perception de ParticipACTION cinq ans après sa relance. Méthodologie. Dans le cadre de cette étude transversale, des représentants d’organismes locaux, provinciaux, territoriaux et nationaux ont rempli un questionnaire en ligne visant à évaluer la capacité de leur organisme à adopter, à mettre en oeuvre et à promouvoir des initiatives d’activité physique. Nous avons utilisé des méthodes de statistique descriptive et des analyses de variance à un facteur pour répondre à nos objectifs. Résultats. Le taux de réponse correspondant aux personnes ayant ouvert le courriel d’invitation à répondre au sondage et ayant consenti à y participer était de 40,6 % (685/1 688. Au total, 540 questionnaires de sondage ont été remplis. Le taux de connaissance de ParticipACTION, qui se chiffrait à 54,6 % lors de l’étude initiale, avait atteint 93,9 % au moment du suivi (objectif 1. Tant les résultats initiaux que les résultats de suivi ont fait état d’un pouvoir d'action important des organismes dans l'adoption, la mise en oeuvre et la promotion d'initiatives d’activité physique (objectif 2, avec cependant de légères variations en fonction du secteur et du mandat de chaque

  17. General meeting. Technical reunion: the numerical and experimental simulation applied to the Reactor Physics; Assemblee generale. Reunion technique: la simulation numerique et experimentale appliquee a la physique des reacteurs

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    2001-10-01

    The SFEN (French Society on Nuclear Energy), organized the 18 october 2001 at Paris, a technical day on the numerical and experimental simulation, applied to the reactor Physics. Nine aspects were discussed, giving a state of the art in the domain:the french nuclear park; the future technology; the controlled thermonuclear fusion; the new organizations and their implications on the research and development programs; Framatome-ANP markets and industrial code packages; reactor core simulation at high temperature; software architecture; SALOME; DESCARTES. (A.L.B.)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1969-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-07-01

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

  20. 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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Ryabukhina, Yu. S.

    1963-11-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Engelmann, P [Kernforschungszentrum, Karlsruhe (Germany)

    1962-03-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-03-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Science.gov (United States)

    Mahjoub, Mehdi

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    1968-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-10-15

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

  8. David Bohm la physique de l'infini

    CERN Document Server

    Teodorani, Massimo

    2014-01-01

    Les idées de David Bohm, indépendamment du scepticisme de ses collègues les plus traditionalistes, ont profondément influencé la physique du siècle dernier et ouvert une porte à la physique du nouveau millénaire. Grâce aussi aux contacts qu'il sut nouer avec des chercheurs d'autres branches du savoir, ses idées ont été accueillies avec beaucoup d'enthousiasme par les neuroscientifiques, les philosophes, les théologiens, les psychologues, les sociologues, les poètes, les artistes et les éducateurs. David Bohm avait peut-être pressenti qu'il existe une "physique de l'âme" et avec elle il voulait tracer un nouveau chemin pour une humanité à la dérive.

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-10-15

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

  10. 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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-03-15

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

  12. Geneva University - Les catégories pour la physique

    CERN Multimedia

    Université de Genève

    2012-01-01

    GENEVA UNIVERSITY Ecole de physique Département de physique nucléaire et corspusculaire 24, quai Ernest-Ansermet 1211 Genève 4 Tél.: (022) 379 62 73 Fax: (022) 379 69 92   Lundi 27 février 2012 17h00 - Auditoire Stueckelberg « Les catégories pour la physique » Marc Lachièze-Rey AstroParticule et Cosmologie Université Paris 7 Diderot, Paris La théorie des catégories est un vaste domaine des mathématiques, que l'on peut comparer à la théorie des ensembles avec une dimension de plus. De nombreuses théories et théorèmes sont (re-)formulés dans ce cadre et certains mathématiciens songent à l'utiliser ce pour refonder la totalité des mathématiques. Catégories et foncteurs (morphismes entr...

  13. 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)

  14. Les techniques de détection en physique de l'infiniment petit

    CERN Document Server

    Vannucci, François

    2018-01-01

    Panorama des différentes techniques développées au cours du dernier siècle pour découvrir une à une les particules dites élémentaires. Voyage à travers l'histoire de la physique des particules.

  15. La demande de bois-énergie à Ouagadougou : esquisse d’évaluation de l’impact physique et des échecs des politiques de prix

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Boukary Ouedraogo

    2006-03-01

    Full Text Available Cet article vise à évaluer non seulement la demande de bois-énergie de la ville de Ouagadougou, l’impact de cette demande sur le patrimoine forestier de l’aire d’approvisionnement de cette ville, mais aussi l’esquisse d’une évaluation des échecs des politiques de prix du bois-énergie. Les méthodes d’évaluation de la consommation de cette source d’énergie sont passées en revue au regard des conditions d’offre de la ressource et des données existantes sur la demande de cette ressource. Les données sur les inventaires forestiers de l’aire d’approvisionnement de Ouagadougou en bois-énergie, ainsi que des enquêtes sur les ménages et les artisans ont permis d’estimer la consommation de Ouagadougou en bois-énergie et son impact sur l’épuisement des ressources forestières du pays.This paper aims at evaluating not only the wood-energy demand of Ouagadougou, the physic impact of this city wood energy consumption on the forest of its provisioning area, together with the causes of wood-energy price policy failures. The evaluation’s methods of wood energy consumption are reviewed in comparison with the resource supply conditions and the availability on data of wood resource demand. The data on the forest inventories of the wood-energy provisioning surface of Ouagadougou, as well as investigations into the households and the craftsmen allows estimating the consumption of Ouagadougou in wood-energy and its impact on the forest resources’ depletion. some complementary analysis have been done on the main causes of wood energy price policy failures.

  16. L’amnésie chez G. García Márquez : de la disparition physique des peuples à la disparition de la mémoire collective

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Joël Fauchier

    2012-08-01

    Full Text Available La disparition comme mort, rupture et brisure de notre temps historique hante les romans caraïbes et plus particulièrement ceux de Gabriel García Márquez. L’auteur colombien met en évidence la difficulté qu’il y a à raconter une histoire collective, celle de Macondo et plus largement celle de la terre latino-américaine, inavouable parce qu’inséparable de la violence qui préside à la fondation de la cité et à son développement. Ce souvenir inacceptable de la violence originelle se traduit par la thématique de l’amnésie collective qui, dans Cent ans de solitude, frappe le village de Macondo, que cette amnésie traduise le refoulement dans l’oubli du génocide indien, ou celui du massacre des grévistes de la United Fruit Company. L’évocation romanesque des disparitions – disparitions physiques, mais aussi culturelles, puisqu’elles touchent la mémoire, le sommeil et le langage – se fait par des distorsions narratives où la présence du surnaturel se conjugue avec celle du burlesque, dans l’esthétique propre au « réel merveilleux ». Ici, les drames de l’histoire trouvent leurs échos dans la dérision fictionnelle, et par la disparition l’histoire devient littérature…La desaparición como muerte, ruptura, y quiebra de nuestro tiempo histórico atormenta la novela caribeña y en particular la de Gabriel García Márquez. El autor colombiano pone en evidencia la dificultad de contar una historia colectiva, la de Macondo, y más ampliamente la de la tierra latino-americana, inconfesable porque inseparable de la violencia que determina la fundación de la ciudad y su desarrollo. Ese recuerdo inaceptable de la violencia original se traduce por la temática de la amnesia colectiva que, en Cien años de soledad, aflige al pueblo de Macondo. Esa amnesia traduce la inhibición y el olvido tanto del genocidio de los indios, como de la masacre de los huelguistas de la United Fruit Company. La evocaci

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-10-15

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

  18. Toute la physique (ou presque...) en 15 équations

    CERN Document Server

    Mansoulié, Bruno

    2017-01-01

    La mécanique quantique, la cosmologie et la physique des particules fascinent, mais comment ne pas se sentir écrasé sous les montagnes de signes cabalistiques qu'elles manipulent ? Tout simplement en y regardant d'un peu plus près ! répond l'auteur, l'un des artisans du LHC, le gigantesque accélérateur du Cern : les équations de la physique sont autant de portes d'entrée pour percer les secrets de l'Univers... Mieux : leur langage universel révèle l'incomparable beauté du monde qui nous entoure.

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-03-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1959-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1959-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-10-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-11-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1953-07-01

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

  6. La physique des tas de sable

    CERN Document Server

    Claudin, Philippe

    2014-01-01

    What is the difference between a pile of rocks and a heap of salt, between corn seeds and grains of quartz, between balls and marbles? For the physicist the answer is simple there is none or hardly any…Gravel, grains, seeds, rocks, sand, marbles, balls and powder belong to the same big family: granular materials. The physical and mechanical properties of these materials are rather surprising: they are halfway in between fluids and solids. This book focuses on a very specific property of granular materials: the vault effect. This phenomenon is essential to the understanding of the physics of sa

  7. Acoustique des salles: aspects physiques et perceptifs

    DEFF Research Database (Denmark)

    Polack, Jean-Dominique

    1999-01-01

    The theory of dynamical systems makes it possible to describe reverberation sound fields in rooms, but not the first reflections which are perceptively dominant. Therefore modern acousticians still rely on experience, such as gathered by visiting Concert Halls and Theater....

  8. Ecole de Physique des Houches: session 96

    CERN Document Server

    Huard, Benjamin; Schoelkopf, Robert; Cugliandolo, Leticia F; Quantum Machines : Measurement and Control of Engineered Quantum Systems

    2014-01-01

    This book gathers the lecture notes of courses given at the 2011 summer school in theoretical physics in Les Houches, France, Session XCVI. What is a quantum machine? Can we say that lasers and transistors are quantum machines? After all, physicists advertise these devices as the two main spin-offs of the understanding of quantum mechanical phenomena. However, while quantum mechanics must be used to predict the wavelength of a laser and the operation voltage of a transistor, it does not intervene at the level of the signals processed by these systems. Signals involve macroscopic collective variables like voltages and currents in a circuit or the amplitude of the oscillating electric field in an electromagnetic cavity resonator. In a true quantum machine, the signal collective variables, which both inform the outside on the state of the machine and receive controlling instructions, must themselves be treated as quantum operators, just as the position of the electron in a hydrogen atom. Quantum superconducting...

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1961-07-01

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

  10. Present Status of Nitrogen Fixation by Reactor Radiation; Etat Actuel des Recherches sur l'oxydation directe de l'azote sous irradiation dans des reacteurs; Sovremennoe sostoyani opytov po okisleniyu azota izlucheniem iz reaktorov; Estado actual de las investigaciones sobre fijacion del nitrogeno por irradiacion en reactores

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Harteck, P; Dondes, S [Rensselaer Polytechnic Institute, Troy, NY (United States)

    1960-07-15

    'oxydation directe de l'azote sous irradiation, entreprises depuis plusieurs annees par le Rensselaer Polytechnic Institute et le Brookhaven National Laboratory, utilisent directement les particules de recul de fission comme rayonnements ionisants, au moyen de la dispersion d'uranium-235 dans des fibres de verre de cinq microns de diametre environ. Les auteurs ont determine les effets de la temperature, de la pression et du rapport azote/oxygene sur la valeur de G pour l'oxydation de l'azote et ont publie le compte rendu de leurs travaux. Ils en donnent un bref apercu. Les recherches en question ont ete effectuees avec des systemes statiques; plus recemment des systemes statiques et des systemes a circulation ont ete utilises a la fois. Avec les systemes statiques, les auteurs se sont surtout attaches a etudier l'effet de l'intensite des rayonnements, notamment sur la cinetique d'equilibre sous irradiation. Ils ont constate que dans des melanges ou le rapport azote/oxygene est de 4 a 1 et de 2 a 1 N0{sub 2} et N{sub 2}0 se forment jusqu'a epuisement de tout l'oxygene present. Un systeme a circulation continue (cycling) fonctionne maintenant dans une boucle a l'interieur du reacteur de Brookhaven. Les auteurs fournissent sur les effets de la temperature, de la pression, du rapport azote/oxygene et de l'intensite des rayonnements des donnees que l'on pourra utiliser pour etablir un projet de reacteur de chimie nucleaire. Le systeme actuel fonctionne sous 10 atmospheres et a 150{sup o}C. La temperature est fonction de l'energie de fission liberee dans les fibres de verre et de la resistance thermique du circuit. Une autre boucle, qui doit fonctionner sous 50 - 75 atmospheres et a 600{sup o} C, est en construction. Il est possible, grace a ces boucles, d'etudier les caracteristiques d'un systeme continu, y compris le comportement des produits de fission liberes dans le courant, gazeux. Les auteurs distinguent trois stades dans la cinetique complexe de l'oxydation de l'azote: reactions

  11. 23 octobre 2012 - Le Président du Conseil général de la Haute-Savoie C. Monteil signe le livre d'or en présence du Directeur général R. Heuer, la chef des Relations Internationales F. Pauss, le chef du département Physique P. Bloch et le chef du département Technologie F. Bordry; visite du hall de test des aimants supraconducteurs du LHC avec F. Bordry.

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    Maximilien Brice

    2012-01-01

    23 octobre 2012 - Le Président du Conseil général de la Haute-Savoie C. Monteil signe le livre d'or en présence du Directeur général R. Heuer, la chef des Relations Internationales F. Pauss, le chef du département Physique P. Bloch et le chef du département Technologie F. Bordry; visite du hall de test des aimants supraconducteurs du LHC avec F. Bordry.

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1958-07-01

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

  13. Sept brèves leçons de physique

    CERN Document Server

    Rovelli, Carlo

    2015-01-01

    Avec les mots de l écrivain, le talent du poète, Carlo Rovelli nous fait apercevoir le mystère du monde, la beauté du monde, une beauté à couper le souffle. Ces « sept leçons » donnent un aperçu rapide des aspects les plus importants et fascinants de la grande révolution qui a bouleversé la physique au xxe siècle, et surtout des questions et des mystères que cette révolution a soulevés. Elles nous emmènent dans le monde enchanté des grandes idées de la physique actuelle : de la relativité générale d Einstein à la physique quantique, des particules élémentaires à l architecture de l Univers, de la gravité quantique à la nature du temps et de la conscience. Un éblouissement ! Traduit en vingt-quatre langues, les Sept brèves leçons de physique sont un best-seller mondial.

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-10-15

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

  15. Lead-cooled hybrid reactors and fuel regeneration for energy production and incineration evolution of physical parameters and induced radiotoxicity; Capacites des reacteurs hybrides au plomb pour la production d'energie et l'incineration avec multirecyclage des combustibles evolution des parametres physiques radiotoxicites induites

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    David, S

    1999-07-01

    The concept of accelerator driven subcritical reactors (hybrid reactors), as re-launched in the beginning of the 1990's by C. Rubbia and C.D. Bowman, allows to open new paths in the management of radioactive wastes. This work treats, first, of the study of the neutron multiplication characteristics in a subcritical reactor core and shows the fundamental differences with critical systems and the advantages that follow. This study is based on the series of measurements performed at Cadarache (Muse experiment), the first results of which are presented. The subcritical property of an hybrid reactor makes this system very flexible and allows to foresee different uses, like the energy production or the incineration of wastes. The second part of this work deals with the Monte Carlo simulation of the capacities of fast spectrum and lead-cooled hybrid systems to produce energy by using different fuel cycles (uranium and thorium), and in the same time regenerating the fissile matter and keeping the reactivity up without any external intervention. Different types of fuel multi-recycles are considered. The results allow to quantify the advantages linked with the use of the thorium cycle, in particular in terms of radiotoxicity abatement. The study of the intermediate steps necessary to develop this reactor technology with the present day fuels (plutonium from thermal reactors and enriched uranium) proposes an efficient management of the actinides produced by today's reactors which are used as auxiliary fissile materials. Finally, the incineration of actinides at the end of the cycle (shutdown scenario) is considered and allows to describe the advantage of lead-cooled hybrid systems for the abatement of the radiotoxicity of an inventory at the end of cycle. (J.S.)

  16. Le Débat des semences

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

    Solutions pour les lois nationales régissant le contrôle des ressources génétiques et des ...... des pouvoirs) qui reconnaissent, dans une certaine mesure, les droits de gestion collectifs des ...... documentés, les performances physiques, etc.

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-04-15

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

  18. Auto adaptation incluant une double mobilité logicielle et physique ...

    African Journals Online (AJOL)

    Dans ce papier, nous étudions les possibilités d'auto adaptation que pourrait offrir un calcul réparti incluant une double mobilité : d'une part une mobilité physique des sites supports d'exécution et, d'autre part, une mobilité des composants logiciels métiers ou clients. Cette mobilité de niveau logiciel est envisagée dans le ...

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-09-15

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

  20. The effects of spots (or grains) and the mean work function of a polycrystalline emitter; Les effets des taches (ou grains) et le travail de sortie moyen d'un emetteur polycristallin

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Devin, B; Phuc Nguyen, Xuan [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1964-07-01

    The direct conversion of thermal energy at high temperature to electrical energy using plasma diodes is studied in the Electronic Physics Service of the French Atomic Energy Commission. Research concerns the adaptation of these diodes to nuclear reactors with a view especially to providing power for operating the instruments of space vehicles. In parallel with the semi-industrial realizations and tests, an important part of the activity of the service is directed towards fundamental research into physical phenomena convected with thermionic emission with a view to improving present performances. (authors) [French] La conversion directe de l'energie thermique a haute temperature en energie electrique par diodes a plasma est etudiee au Service d'Electronique Physique du Commissariat a l'Energie Atomique. On etudie l'adaptation de ces diodes aux reacteurs nucleaires, notamment en vue de fournir l'energie de servitude dans les vehicules spatiaux. Parallelement aux realisations et essais semi-industriels, une part importante de l'activite du Service est orientee vers l'etude fondamentale des phenomenes physiques lies a la conversion thermoionique dans le but d'ameliorer les performances actuelles. (auteurs)

  1. Determination of the physical values of a plasma puff by analysis of the diamagnetic signals. 1. part: expansion model for the puff. 2. part: comparison of experimental results with the expansion model for the plasma puff; Determination des grandeurs physiques d'une bouffee de plasma par l'analyse de signaux diamagnetiques. 1. partie: modele d'expansion de bouffee. 2. partie: confrontation des resultats experimentaux et du modele d'expansion de la bouffee de plasma

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Jacquinot, J; Leloup, Ch; Waelbroeck, F; Poffe, J P [Commissariat a l' Energie Atomique, Fontenay-aux-Roses (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1964-07-01

    The flow of a dense plasma puff, along the axis of a uniform magnetic field is examined, assuming the following hypotheses: the axial distribution of the line density can be described at any time by a gaussian function whose characteristic parameter is independent of the distance from the axis of the system; the {beta} ratio is less than 0,6. An approximate solution of the magnetohydrodynamics equations is obtained. The evolution of the characteristic properties of the plasma (local velocity, temperature and density) can be calculated from a set of equations involving 5 plasma parameters. A method leading to the determination of these parameters is described. It uses 5 informations picked up from the diamagnetic signals induced by the plasma into a set of 4 compensated magnetic loops. (authors) [French] L'ecoulement d'une bouffee dense de plasma le long des lignes de force d'un champ magnetique uniforme est etudie en faisant les hypotheses suivantes : la distribution axiale de la densite lineique est, a chaque instant, une gaussienne dont le parametre caracteristique ne depend pas de la distance a l'axe de revolution du systeme; {beta}(2 {mu}{sub 0} p/B{sup 2}{sub e}) est inferieur a 0,6. Dans ces conditions, une solution approchee des equations magneto-hydrodynamiques a pu etre trouvee. L'evolution des quantites physiques du plasma (vitesse, temperature, densite locale) est alors explicitement donnee par des equations dependant de 5 parametres. On decrit une methode permettant la determination de ces parametres. Elle necessite 5 informations prises sur les signaux diamagnetiques induits par le plasma dans un jeu de quatre boucles magnetiques compensees. (auteurs)

  2. Physique, chimie 1re S

    CERN Document Server

    2011-01-01

    Des activités conçues pour correspondre aux pratiques des enseignants ou au temps d’enseignement attribué à une notion. Avec des « Découverte » courtes basées sur les savoirs que possède l’élève en début de chapitre et des « Documentaires » pour construire le cours avec leur « aide aux activités ». Ainsi que des TP pour pratiquer expérimentalement ou exploiter des données. • Un Cours structuré renvoyant aux activités, illustré, enrichi d’applications du cours avec renvois vers les exercices. Il se termine par l’essentiel. • De nombreux Exercices résolus avec des corrections détaillées et après le test de compétences, des exercices classés en entraînement et approfondissement et un exercice en langue anglaise. • Pour satisfaire la curiosité des élèves : Des pages « Culture et Sciences » en fin de cours. Et au long du manuel : L’histoire des sciences et L’histoire des arts. Un site pour les élèves www.micromega-hatier.com • Simulateurs en ...

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-09-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-07-01

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

  6. Evaluation du niveau d'activité physique dans un service Marocain d ...

    African Journals Online (AJOL)

    Plusieurs études ont montré l'intérêt du maintien ou de la reprise d'une activité physique sur l'état de santé des patients. Le but de notre travail est d'analyser le niveau d'activité physique chez nos patients hémodialysé chronique. Méthodes: Nous avons réalisé une étude transversale au centre d'hémodialyse de l'hôpital Al ...

  7. The Use of Research Reactors and Short-Lived Isotopes in the Study of Nuclear-Reactor Fuel Materials; Emploi de Reacteurs de Recherche et de Radioisotopes de Courte Periode dans l'Etude des Combustibles pour Reacteurs Nucleaires; ИСПОЛЬЗОВАНИЕ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ РЕАКТОРОВ И КОРОТКОЖИВУЩИХ ИЗОТОПОВ ПРИ ИЗУЧЕНИИ ТОПЛИВНЫХ МАТЕРИАЛОВ ДЛЯ ЯДЕРННХ РЕАКТОРОВ; Empleo de Reactores de Investigacion y de Isotopos de Periodo Corto en el Estudio de Combustibles Nucleares

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Elleman, T. S.; Townley, C. W.; Sunderman, D. N. [Battelle Memorial Institute, Columbus, OH (United States)

    1963-03-15

    can often exhibit preferential release of particular elements, rapid fission- product release during temperature changes, and fission-gas release after reactor shutdown. The use of this technique allows fundamental information to be obtained on the performance of prototype fuel materials without the necessity for large testing reactors or high-level cave facilities for handling irradiated specimens. (author) [French] On peut employer avec profit un reacteur de recherche pour etudier la mobilite des produits de fission dans les prototypes de combustibles nucleaires en creant un milieu analogue a celui dans lequel le combustible est appele a fonctionner normalement, et en controlant rigoureusement les conditions de l'experience, tout en prevoyant une certaine souplesse dans le dispositif d'experimentation. Si l'on fait varier les conditions d'irradiation et que l'on procede a une analyse quantitative des produits de fission de courte periode liberes par l'echantillon, on pourra determiner les mecanismes de la liberation des produits de fission et leurs rapports avec les proprietes physiques et chimiques tant du combustible servant d'echantillon que des produits de fission eux-memes. On pourra en outre obtenir des donnees de technogenie utiles sur la valeur brute de la radioactivite liberee et la duree de vie probable du combustible. En regle generale, on irradie les echantillons dans des capsules a double paroi qu'on chauffe et introduit dans la piscine ou dans les canaux d'irradiation du reacteur, les produits de fission volatils liberes etant elimines de la capsule par un gaz de balayage. Etant donne .que le rapport entre la vitesse de degagement et la periode du radioisotope constitue un indice important du mecanisme, on recueille et analyse les gaz de fission- krypton et xenon - dont la periode va de 1,7 s jusqu'a 5,3 d. On determine les gaz rares de courte periode (krypton-89, krypton-91, krypton-92, xenon-137, xenon-138, xenon-139, xenon-140 et xenon-141) en

  8. Modelling of Molecular Structures and Properties in Physical Chemistry and Biophysics, Forty-Fourth International Meeting (Modelisation des Structures et Proprietes Moleculaires en Chimie Physique et en Biophysique, Quarante- Quatrieme Reunion Internationale)

    Science.gov (United States)

    1989-09-01

    apprcc-he novatzice, fondde sur une perception de I’ envixcnnmnt local des atoi-es dolt of frir des resssources inr~rtantes dans le traitement de tous les...Acta, 72, 1-13 (1989). 2586 Etude thdorique de la structure du compiexe Giutathion - Eau oxygdn4e J.Berg~s , JCaillet Dynamique des Interactions Mol...est connu que !a r6action d’oxydati4on du glutathion par 1! eau oxyg~n6e est catalys~e, in vivo, par une enzyme, la glutathion peroxydase. I’l a4t

  9. La reputation scientifique contestee des freres Bogdanov

    CERN Multimedia

    Morin, H

    2002-01-01

    "Les celebres jumeaux sont revenus a la television apres avoir obtenu des theses en mathematiques et physique theorique. Depuis, ils sont la cible de virulentes critiques portant sur la qualite reelle de leurs travaux" (1 page).

  10. Gestion de l'eau en milieu aride : considérations physiques et sociales pour l'identification des territoires pertinents dans le Sud-Est tunisien

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Bruno Romagny

    2006-02-01

    Full Text Available La situation actuelle des ressources en eau et de leurs usages dans le Sud-Est tunisien présente des enjeux qui sont communs à de nombreuses régions du bassin méditerranéen : des ressources limitées et déjà largement exploitées pour répondre à la croissance des besoins, le recours accru aux ressources dites non conventionnelles, une situation de concurrence entre usages sectoriels, une marchandisation croissante des ressources, et des conditions climatiques contraignantes qui viennent renforcer les tensions autour de l'eau. Dans le contexte des mutations en cours, face aux risques de déficits en eau et à la nécessité d'un développement économique et social équilibré, ces caractéristiques, parmi d'autres, font de la Jeffara tunisienne un cas d'étude exemplaire des difficultés que pose la gestion intégrée de l'eau. Celle-ci doit prendre en compte les différentes sources d'approvisionnement ainsi que les différents usages associés, et donc l'identification des territoires pertinents pour cette  gestion, compte tenu des relations amont-aval naturelles et artificielles d'une part, et des cohérences institutionnelles et sociales d'autre part.The current situation of the water resources and their uses in South-Eastern Tunisia presents stakes which are common to many areas of the Mediterranean basin : limited and already largely exploited resources to address the growth of the needs, the increasing use of so-called non conventional resources, a competition between sectoral uses of water, an increasing merchandising of the resources, and constraining climatic conditions which reinforce the tensions around water. In the context of the changes in progress, facing the hazard of water deficits and with the need for a balanced economic and social development, these characteristics, among others, make Tunisian Jeffara be an exemplary case of study of the difficulties raised by the integrated water resources management. This one

  11. Dispersion-Type Absorbing Materials for the Control Organs of Thermal Reactors; Absorbants du Type a Dispersion pour les Organes de Commande des Reacteurs a Neutrons Thermiques; Pogloshchayushchie materialy dispersionnogo tipa dlya organov regulirovaniya teplovykh reaktorov; Absorbentes de Tipo Dispersion para los Organos de Mando de los Reactores Termicos

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Nosov, V. I.; Ponomarjov-Stepnoj, H. H.; Portnoj, K. I.; Savel' ev, E. G.

    1964-06-15

    The paper gives the results of a study of the physical characteristics of NIMONIC-type absorbing alloys with oxides of rare-earth elements dispersed in them (gadolinium, samarium, europium etc. ). The paper discusses changes in absorbing capacity in relation to the composition of the material, describes the mechanical and thermophysical properties of the absorbing materials as a function of the concentration of absorber introduced into the alloy and, finally, gives the results of a study of the effect of radiation on the properties of the materials. It is shown that absorbing alloys with oxides of rare-earth elements dispersed in the metallic matrix possess considerable absorbing capacity for relatively small amounts of absorber in the alloy (5 to 10%). When oxides of rare-earth elements are added, NIMONIC-type alloys have relatively high resistance and thermophysical characteristics (o{sub B}, E, {lambda}) at high temperatures for absorber concentrations up to about 10%. Dispersion materials of this type have satisfactory radiation stability in a radiation field of about 3 x 10{sup 20}n/cm{sup 2} at high temperature. (author) [French] Les auteurs exposent les resultats de recherches sur les caracteristiques physiques des alliages absorbants du type nimonik, contenant des terres rares dispersees dans leur masse (gadolinium, samarium, europium, etc.). Ils examinent les variations de la capacite d'absorption selon la composition du materiau; on donne des indications sur les caracteristiques mecaniques et thermophysiques des absorbants en fonction de la concentration de Tabsorbeur incorpore dans l 'alliage ainsi que les resultats d 'une etude relative a l 'influence de l'irradiation sur ces caracteristiques. Ils montrent que les alliages absorbants contenant des oxydes de terres rares disperses dans une matrice metallique ont une capacite d'absorption importante pour une teneur de l'alliage relativement faible en'matieres absorbantes (environ 5 a 10%). Les alliages du

  12. Les mathématiques de la physique quantique

    CERN Document Server

    Basdevant, Jean-Louis

    2009-01-01

    Ce manuel contient les techniques mathématiques indispensables au maniement de la mécanique quantique : son apprentissage aussi bien que sa pratique. Composé de cinq chapitres, il couvre le programme suivant : les probabilités, la théorie des distributions, l'analyse de Fourier, l'analyse hilbertienne et quelques exemples utiles de fonctions spéciales. Le niveau est celui de la licence et du mastère de physique, le langage, celui des étudiants de physique et chimie d'aujourd'hui. Le but de l'auteur est la clarté et l'efficacité. Il présente les concepts et les résultats dans une langue aussi simple et aussi juste que possible au plan mathématique tout en restant digeste pour les applications. A l'appui de cas concrets, il souligne les points de rigueur mathématique qui ne sont traités que dans les ouvrages spécialisés. Outre sa dimension modeste, ce petit livre présente plusieurs avantages car, récent, simple et concis, il contient aussi quelques exercices.

  13. La physique quantique (enfin) expliquée simplement

    CERN Document Server

    Rollet, Vincent

    2014-01-01

    La physique quantique est une discipline aussi obscure que passionnante. Elle fait polémique depuis sa naissance : certains en ont peur ou sont impressionnés, tandis que d'autres exploitent le filon quantique sans scrupule à la sauce métaphysique. D'où vient la physique quantique, pourquoi est-elle si complexe à envisager et comment fonctionne-t-elle ? Vincent Rollet répond à toutes vos questions et bien d'autres, dans ce livre illustré en couleur. Ses talents de pédagogue seront mis à l'honneur tout au long de l'ouvrage pour vous permettre de comprendre les concepts les plus fondamentaux des sciences quantiques. Ce livre s'adresse à toute personne possédant déjà un modeste bagage scientifique, ou tout du moins une grande curiosité à l'égard des sciences. Il sera parfois nécessaire de plonger dans une formule mathématique, de lire une courbe ou de comprendre une expérience qui sort de l'ordinaire.

  14. From fundamental mode to the PWR type reactors blow off: physical analysis and contribution to the qualification of calculation tools; Du mode fondamental a la vidange des reacteurs a eau sous pression: analyse physique et contribution a la qualification des outils de calcul

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Maghnouj, A

    1996-01-18

    The work reported in this thesis centres on the resolution of reactor physics problems posed by the use in pressurised water reactors of fuel assemblies containing mixed uranium-plutonium oxide fuel (MOX). The work is essentially dependent on the results of the EPICURE experimental programme carried out between 1988 and 1994 in the reactor EOLE at the Cadarache Research Centre of the CEA. Our contribution to the validation of the computer program APOLLO2 and of its nuclear data library CEA93 shows that this code system satisfactorily calculates the neutronic characteristics of PWR cores. The validation of the experiments has provided useful information concerning the modifications required to be made to the library CEA93, which is based on the basic library of evaluated nuclear data, JEF2. This approach should now be extended to a wider basis of reactor experimental data. The studies of methods for calculating coolant voiding coefficients has made it possible to select suitable methods based on the available deterministic methods of transport theory in 2 ad 3 dimensions. These schemes have given results in satisfactory agreement with the measurements made in EPICURE programme for both local and total coolant voiding. It would now be worth while to validate the chosen methods by comparisons with calculations made using continuous energy Monte Carlo methods. (author)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1966-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1960-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Girardin, G.

    2009-07-09

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

  18. Drive for muscularity and social physique anxiety mediate the perceived ideal physique muscle dysmorphia relationship.

    Science.gov (United States)

    Thomas, Adam; Tod, David A; Edwards, Christian J; McGuigan, Michael R

    2014-12-01

    This study examined the mediating role of drive for muscularity and social physique anxiety (SPA) in the perceived muscular male ideal physique and muscle dysmorphia relationship in weight training men. Men (N = 146, mean ± SD; age, 22.8 ± 5.0 years; weight, 82.0 ± 11.1 kg; height, 1.80 ± 0.07 m; body mass index, 25.1 ± 3.0) who participated in weight training completed validated questionnaires measuring drive for muscularity, SPA, perceived muscular male ideal physique, global muscle dysmorphia, and several characteristics of muscle dysmorphia (exercise dependence, diet manipulation, concerns about size/symmetry, physique protection behavior, and supplementation). Perceived ideal physique was an independent predictor of muscle dysmorphia measures except physique protection (coefficients = 0.113-0.149, p ≤ 0.05). Perceived ideal physique also predicted muscle dysmorphia characteristics (except physique protection and diet) through the indirect drive for muscularity pathway (coefficients = 0.055-0.116, p ≤ 0.05). Perceived ideal physique also predicted size/symmetry concerns and physique protection through the indirect drive for muscularity and SPA pathway (coefficients = 0.080-0.025, p ≤ 0.05). These results extend current research by providing insights into the way correlates of muscle dysmorphia interact to predict the condition. The results also highlight signs (e.g., anxiety about muscularity) that strength and conditioning coaches can use to identify at-risk people who may benefit from being referred for psychological assistance.

  19. 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)

  20. Effect of divalent impurities on some physical properties of LiF and NaF; Influence des impuretes divalentes sur quelques proprietes physiques du LiF et du NaF

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1969-05-01

    The ionic thermo-currents technique is applied to the study of impurity vacancy dipoles in LiF and NaF doped with several divalent cations. In LiF only one ITC band is observed whatever the impurity studied. In NaF on the contrary two ITC bands are present, one corresponding to the one observed in LiF, the other one, intense in the case of small impurities, at lower temperature. A parallel EPR study in the case of Mn{sup 2+} doped samples shows that the band observed in LiF and the corresponding one in NaF are due to the relaxation of dipoles formed by the association of an impurity and a vacancy in the next nearest position. The knowledge of the properties of the dipoles allows to show that the room temperature ionic conductivity of LiF is conditioned by the equilibrium: M{sup ++} {open_square}+ {yields} M{sup ++} + {open_square}+. It is also shown that the isolated cation vacancy originating from this dissociation is responsible for the enhancement of {gamma}-ray coloration of LiF doped with divalent cation impurities. A paramagnetic center ascribed to the presence of Mn{sup 0} isolated in the lattice is also studied. The value of the hyperfine interaction and its temperature dependence are in good agreement with both the theory and the other experimental results. Finally it is shown that the disappearance of dipoles by annealing is related to the formation of complexes involving OH{sup -} ions, probably of the M(OH){sub 2} type, with the two OH{sup -} ions occupying a single fluorine site. (author) [French] La technique des thermocourants ioniques est appliquee a l'etude des dipoles lacune-impurete dans LiF et NaF dopes avec plusieurs cations divalents. Dans LiF on met en evidence un seul pic de thermocourant quelle que soit l'impurete consideree. Dans NaF au contraire deux pics de thermocourants sont presents, l'un correspondant a celui observe dans LiF, l'autre, dominant dans le cas des impuretes de petite taille, a plus basse temperature. Une etude parallelle

  1. Effect of divalent impurities on some physical properties of LiF and NaF; Influence des impuretes divalentes sur quelques proprietes physiques du LiF et du NaF

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1969-05-01

    The ionic thermo-currents technique is applied to the study of impurity vacancy dipoles in LiF and NaF doped with several divalent cations. In LiF only one ITC band is observed whatever the impurity studied. In NaF on the contrary two ITC bands are present, one corresponding to the one observed in LiF, the other one, intense in the case of small impurities, at lower temperature. A parallel EPR study in the case of Mn{sup 2+} doped samples shows that the band observed in LiF and the corresponding one in NaF are due to the relaxation of dipoles formed by the association of an impurity and a vacancy in the next nearest position. The knowledge of the properties of the dipoles allows to show that the room temperature ionic conductivity of LiF is conditioned by the equilibrium: M{sup ++} {open_square}+ {yields} M{sup ++} + {open_square}+. It is also shown that the isolated cation vacancy originating from this dissociation is responsible for the enhancement of {gamma}-ray coloration of LiF doped with divalent cation impurities. A paramagnetic center ascribed to the presence of Mn{sup 0} isolated in the lattice is also studied. The value of the hyperfine interaction and its temperature dependence are in good agreement with both the theory and the other experimental results. Finally it is shown that the disappearance of dipoles by annealing is related to the formation of complexes involving OH{sup -} ions, probably of the M(OH){sub 2} type, with the two OH{sup -} ions occupying a single fluorine site. (author) [French] La technique des thermocourants ioniques est appliquee a l'etude des dipoles lacune-impurete dans LiF et NaF dopes avec plusieurs cations divalents. Dans LiF on met en evidence un seul pic de thermocourant quelle que soit l'impurete consideree. Dans NaF au contraire deux pics de thermocourants sont presents, l'un correspondant a celui observe dans LiF, l'autre, dominant dans le cas des impuretes de petite taille, a plus basse temperature

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-10-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1955-07-01

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

  4. Simulation de l'habitat physique du barbeau fluviatile (Barbus barbus, L. 1758 : choix des modèles biologiques et sensibilité de la réponse

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    POUILLY M.

    1994-07-01

    Full Text Available Des courbes monovariées et des modèles multivariés de préférence d'habitat du barbeau, Barbus barbus, ont été établis à partir de données récoltées sur 3 cours d'eau. Dans les deux cas (monovarié et multivarié, trois modèles locaux, correspondant aux données d'une rivière, et un modèle général, regroupant l'ensemble des données, ont été établis. La qualité de la prédiction et la sensibilité de la réponse lors de la simulation des capacités d'accueil d'un cours d'eau révèlent : 1 que les modèles multivariés ont une valeur prédictive plus forte que les courbes de préférence, 2 que les modèles construits à partir de jeux de données locaux sont plus performants que les modèles généraux, et 3 que la perte de précision est moindre dans le cas du modèle général multivarié.

  5. Frequency Dependence of Physical Parameters of Microinhomogeneous Media. Space Statistics Dépendance en fréquence des paramètres physiques de milieux microhétérogènes. Statistiques spatiales

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Kukharenko Y. A.

    2006-12-01

    Full Text Available The diagram technique for calculation of the dynamic properties of an anisotropic media with randomly distributed inclusions (pores, cracks is developed. Statistical description of inclusions is determined by distribution function dependent on five groups of parameters :- over coordinates; - over angles of orientation of shapes;- over angles of orientation of crystallographic axes;- over aspect ratio (in a case of ellipsoidal inclusions;- over types of phase of inclusions. Such statistical approach allows to take into consideration any type and order of correlation interactions between inclusions. The diagram series for an average Green function is (GF constructed. The accurate summation of this series leads to a nonlinear dynamic equation for an average GF (Dyson equation. The kernel of this equation is a mass operator which depends on frequency and can be presented in a form of diagram series on accurate GF. The mass operator coincides with effective complex tensor of elasticity (or conductivity in a local approximation. An expansion of effective dynamic elastic (transport tensor on distribution functions of any order is obtained. It is shown that correlation between homogeneities can produce an effective elastic and transport parameters anisotropy. In correlation approximation the dispersion dependencies of the effective elastic constants are studied. Frequency dependencies of a coefficient anisotropy of the elastic properties as function of statistical distributed inclusions over coordinates (isotropic matrix and isotropic (spherical inclusions are obtained. La technique par diagrammes appliquée au calcul des propriétés dynamiques d'un milieu anisotrope ayant une distribution aléatoire d'inclusions (pores, fissures est ici développée. La description statistique des inclusions est déterminée par une fonction de distribution reposant sur cinq groupes de paramètres : - les coordonnées, - les angles d'orientation des formes, - les

  6. Échinodermes, peintes d’après nature par les soins de Kuhl, van Hasselt et Sal. Müller, membres de la Commission pour l’exploration physique des possessions d’outre-mer des Pays-Bas, publiées d’après les cartons du Musée Royal d’histoire naturelle à Leide

    NARCIS (Netherlands)

    Herklots, J.A.

    1869-01-01

    La publication des planches qui composent le présent recueil me fournit l’occasion de faire connaître quelques uns des fruits de la libéralité, avec laquelle feu notre auguste Roi GUILLAUME I a daigné subvenir aux sciences, tout en faisant faire l’exploration de nos possessions d’outre-mer. Des

  7. Introduction à la physique quantique

    CERN Document Server

    Antoine, Charles

    2017-01-01

    Cet ouvrage expose les grandes idées et notions clefs de la mécanique quantique et y développe de façon concise le formalisme et les principales méthodes qui en découlent. Les récentes applications de la mécanique quantique sont illustrées par de nombreux exemples tirés de domaines scientifiques multiples, dont l’astrophysique et les nanotechnologies. De nombreux exercices corrigés permettent d’affiner et compléter le cours. Enfin, des conseils méthodologiques et des bilans réguliers de connaissances permettent au lecteur de vérifier sa maîtrise des concepts et méthodes, et d’évaluer sa progression dans la compréhension du monde quantique. Des compléments en ligne sont téléchargeables sur le site dunod.com.

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-03-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

  11. (Vitaceae) dans le Parc National des Iles de la M

    African Journals Online (AJOL)

    SARAH

    31 juil. 2015 ... 3Ecole Régionale Post-Universitaire d'Aménagement et de gestion Intégrés des Forêts et ... Méthodologie et résultats : Des essais de contrôle biologique et physique ont été testés. ..... Dynamique des populations de l'arbre.

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1957-07-01

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

  13. 50 Modélisation des propriétés diélectriques des nanocomposites ...

    African Journals Online (AJOL)

    AKA BOKO

    3 Laboratoire de Physique des Solides et des Couches Minces, Faculté des Sciences,. Sémlalia ... renfort (fibres de verre, carbone ou Kevlar,..) ont alors été utilisés ... diélectrique. Par ailleurs, pour modéliser le comportement diélectrique à la.

  14. Compréhension de la violence à l'encontre des enfants au Rwanda ...

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

    Toutes les formes de violence (physique, émotionnelle et sexuelle) à l'encontre des enfants constituent une grave violation des droits de la personne et entraînent de profondes séquelles sur le plan mental et physique à court et à long terme (Étude du Secrétaire général des Nations Unies sur la violence contre les enfants).

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1958-07-01

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

  16. Modelization of physical phenomena in research reactors with the help of new developments in transport methods, and methodology validation with experimental data; Modelisation des phenomenes physiques dans les reacteurs de recherche a l'aide de developpements realises dans les methodes de transport et qualification

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Rauck, St

    2000-10-01

    The aim of this work is to develop a scheme for experimental reactors, based on transport equations. This type of reactors is characterized by a small core, a complex, very heterogeneous geometry and a large leakage. The possible insertion of neutron beams in the reflector and the presence of absorbers in the core increase the difficulty of the 3D-geometrical description and the physical modeling of the component parameters of the reactor. The Orphee reactor has been chosen for our study. Physical models (homogenization, collapsing cross section in few groups, albedo multigroup condition) have been developed in the APOLLO2 and CRONOS2 codes to calculate flux and power maps in a 3D-geometry, with different burnup and through transport equations. Comparisons with experimental measurements have shown the interest of taking into account anisotropy, steep flux gradients by using Sn methods, and on the other hand using a 12-group cross section library. The modeling of neutron beams has been done outside the core modeling through Monte Carlo calculations and with the total geometry, including a large thickness of heavy water. Thanks to this calculations, one can evaluate the neutron beams anti-reactivity and determinate the core cycle. We assure these methods more accurate than usual transport-diffusion calculations will be used for the conception of new research reactors. (author)

  17. Physical and numerical modelling of corium spreading with solidification in safety studies of pressurized water reactors; Modelisation physique et numerique de l`etalement d`un fluide avec solidification dans le cadre des etudes de surete pour les reacteurs eau sous pression

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Eberle Patrick [Service d`Etude et de Modelisation en Thermohydrolique, CEA/DRN/DTP/SMTH, Grenoble (France)]|[Grenoble-1 Univ., 74 Annecy (France)

    1997-12-12

    In the frame of severe accidents of nuclear pressurized water reactor, it is important to understand and to model phenomena of corium spreading with solidification. The first part of the study describes experiments with simulating materials as well as simple models of the literature. We deduce a model where the equations of conservation are averaged over the volume. This model gives interesting results for continuous spreading but it is not convenient for discontinuous phenomena. A more precise model is then necessary. In the second part of this study, we present a complete model from which the basic idea is to average the conservation equations over the fluid height, supposing the characteristic fluid thickness is small in comparison with the characteristic spreading length. This model describes the thermalhydraulic aspects of the spreading as well as the mechanical behaviour of the upper crust. The liquid phases are supposed to be stratified and have a Newtonian fluid behaviour. The dynamical crust model takes into account a non-linear behaviour law. This law depends on the deformation tensor whereas the liquid behaviour low, depends on the rate of deformation tensor, so it is necessary to link this two notions by supplementary equations. The operation of averaging the equations gives terms at the interfaces which must be determined by constitutive laws. We deduce laws by fixing the velocity and temperature profile in the fluid height. The previous system of equations is discretized by finite volumes and semi-implicit methods. The discretized models are included in the specific code THEMA. The results of the model show good agreement with available experimental results. (author) 9 refs., 45 figs., 42 tabs.

  18. The luminescent chamber and its use in high-energy physics experiments; La chambre a luminescence: son emploi dans les experiences de physique des hautes energies; Lyuminestsentnaya kamera i ee ispol'zovanie v ehksperimentakh, provodimykh v fizike vysokikh ehnergij; La camara luminiscente y su empleo en experimentos de fisica de elevada energia

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Jones, L W; Perl, M L [Randall Laboratory of Physics, University of Michigan, Ann Arbor, MI (United States); Lawrence Radiation Laboratory, University of California, Berkeley, CA (United States)

    1962-04-15

    experiments is analysed in relation to the spark chamber and other detectors. (author) [French] Pour la premiere fois, une chambre a luminescence a ete utilisee dans des experiences sur la physique des particules de haute energie. Au bevatron du Lawrence Radiation Laboratory, des trajectoires de particules dans des cristaux d'iodure de sodium active ont ete photographiees a l'aide d'un systeme compose de trois tubes renforcateurs d'image disposes en cascade. Au cours d'une premiere experience, les auteurs ont etudie la diffusion elastique pion-proton au moyen de deux dispositifs de 20 cm de long vus chacun par un scintillateur et servant a observer l'un le pion diffuse, l'autre, le proton de recul d'une cible d'hydrogene liquide. Les compteurs a scintillations ne selectionnaient, aux fins d'enregistrement, que les evenements quasi coplanaires; cependant, les criteres de diffusion elastique etaient les donnees cinematiques des trajectoires enregistrees. Pres de 1000 evenements elastiques ont ete photographies pour chacune des trois valeurs de la quantite de mouvement des mesons incidents, jusqu'a 2,5 MeV/c. Au cours d'une seconde experience, on n'a utilise qu'un seul dispositif de 10 x 10 x 20 cm vu par un scintillateur, pour observer les protons de recul qui s'arretent lors de la diffusion inelastique des pions (production d'un pion unique) pour trois quantites de mouvements differents du pion incident. On a, ici encore, enregistre plusieurs milliers d'evenements. Le parcours et l'angle du proton de recul ont permis de determiner le transfert de la quantite de mouvement et l'energie dans le centre de masse du systeme pion-pion, qui constituaient dans ce cas les deux parametres cinematiques determinants. Dans ces experiences, on a pu realiser le declenchement conditionne par la production de l'evenement et obtenir un temps de resolution de 5 microsecondes, en faisant en sorte que le second tube a rayons cathodiques se declenche lorsqu'un signal est donne par la partie

  19. L'éducation physique et sportive scolaire en Algérie

    OpenAIRE

    Yahiaoui, Boubeker

    2016-01-01

    Le problème qui se pose à nous dans cet essai d'analyse est que l'Education Physique et Sportive (par abréviation EPS) reste toujours marginalisée à l'école algérienne. Alors que les activités physiques sont considérées dans le monde comme un moyen fondamental d'amélioration de la santé et de l'éducation, plus particulièrement des jeunes, en Algérie, l'EPS et le sport scolaire ont régressé : 2x45mn hebdomadaires d'enseignement très peu assurées à l'école primaire, 2h par semaine dans les ense...

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-06-15

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

  1. Une histoire de la physique moderne

    CERN Document Server

    Guillaud, Jean-Paul

    2010-01-01

    Vous étiez noyé dans les théorèmes et perdu dans vos cours de physique ? Et pourtant les informations sur les grands laboratoires de recherche explorant la matière vous intéressent et vous souhaiteriez en comprendre les enjeux ? Alors cet ouvrage de vulgarisation scientifique est pour vous. Ce livre dresse le plus simplement possible un panorama de la physique moderne en abordant : la relativité restreinte, la relativité générale, la physique quantique. Vous verrez : cette science n'est pas si hermétique et la profession de physicien est passionnante. La physique est au cœur de l'actualité avec la mise en service du nouvel accélérateur du CERN, le LHC, qui a fait la une de tous les médias. Ce livre prépare le lecteur à apprécier comme il se doit les découvertes à venir.

  2. L'accès aux collections physiques de la Bpi

    OpenAIRE

    Etesse, Cécile

    2014-01-01

    L'objectif de l’étude est d'analyser l’accès des usagers aux collections physiques de la Bpi. La méthodologierepose sur des entretiens semi-directifs - une quarantaine réalisés auprès d’usagers en situation de recherche dans la bibliothèque, dans les rayons ou aux bureaux d’information et sur un benchmarking auprès d’une dizaine de bibliothèques - portant sur leurs pratiques en matière de supports d’information, signalétique, mise en espace des collections et choix de classification.Les princ...

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1960-04-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-02-15

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

  5. Production of artificial radioelements; Production des radioelements artificiels

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1960-07-01

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

  6. Wolfgang Pauli et l'arrière-plan de la physique

    CERN Multimedia

    Bringuier, Eric

    2003-01-01

    "Wolfgang Pauli est l'une des figures scientifiques majeures du XXe siècle. Ses contributions sur la structure de l'atome ont été déterminantes pour l'établissement de la théorie quantique. Mais une grande partie de son activité fut aussi consacrée à une réflexion plus large sur les processus cognitifs. L'une de ses obsessions: trouver un langage commun pour décrire le monde physique et le monde psychique" (3 pages)

  7. La Physique du Futur Collisionneur Linéaire e+e- Partie I

    CERN Multimedia

    CERN. Geneva

    2004-01-01

    Depuis la fin des années 80, une grande partie de notre communauté scientifique penche pour un collisionneur électron-positon avec une énergie dans le centre de masse pouvant aller jusqu'à 500 GeV et même 1 TeV. Les technologies possibles et le programme de Physique aux différentes énergies seront détaillés, avec un accent sur les points forts (mesures de précision, secteur de Higgs) et les faiblesses de cet outil.

  8. Mathematics for plasma physics; Mathematiques pour la physique des plasmas

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Sentis, R. [CEA Bruyeres-le-Chatel, 91 (France)

    2011-01-15

    The plasma physics is in the heart of the research of the CEA-DAM. Using mathematics in this domain is necessary, particularly for a precise statement of the partial differential equations systems which are on the basis of the numerical simulations. Examples are given concerning hydrodynamics, models for the thermal conduction and laser-plasma interaction. For the bi-temperature compressible Euler model, the mathematical study of the problem has allowed us to understand why the role of the energy equations dealing with ions on one hand and electrons on the other hand are not identical despite the symmetrical appearance of the system. The mathematical study is also necessary to be sure of the existence and uniqueness of the solution

  9. Caractéristiques physiques et nutritionnelles des blocs multi ...

    African Journals Online (AJOL)

    The color was appreciated by direct observation of the blocks and the smell through the smell. The chemical composition was determined according to official methods of AOAC and nutritive values using in vitro gas production. The BMN made from Moringa oleifera leaves or cotton cakes have presented the best physical ...

  10. Physical metrology of aerosols; Metrologie physique des aerosols

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Boulaud, D.; Vendel, J. [CEA Saclay, 91 - Gif-sur-Yvette (France). Inst. de Protection et de Surete Nucleaire

    1996-12-31

    The various detection and measuring methods for aerosols are presented, and their selection is related to aerosol characteristics (size range, concentration or mass range), thermo-hydraulic conditions (carrier fluid temperature, pressure and flow rate) and to the measuring system conditions (measuring frequency, data collection speed, cost...). Methods based on aerosol dynamic properties (inertial, diffusional and electrical methods) and aerosol optical properties (localized and integral methods) are described and their performances and applications are compared

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1967-09-15

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

  12. 357 Datation des carbonates impurs au Maroc à l'aide de la ...

    African Journals Online (AJOL)

    youness

    Datation des carbonates impurs au Maroc à l'aide de la méthode de déséquilibre radioactif 230Th/234U. A. Choukri1, S. Semghouli1, O. Hakam1, M. Moheidine3 et M. Laatiris4. 1Laboratoire de Physique de la Matière et Rayonnement, Equipe de. Physique et Techniques Nucléaires, Faculté des Sciences, P.B 133,. 14000 ...

  13. Trente années qui ébranlèrent la physique histoire de la théorie quantique

    CERN Document Server

    Gamow, George

    1968-01-01

    G. Gamow, dans cet ouvrage, déploie une fois encore ses qualités d'historien, de vulgarisateur et d'homme d'esprit. L'"histoire de la théorie quantique" raconte la naissance de la physique moderne au cours des trente premières années du siècle, en nous guidant ainsi à travers cette galerie de portraits où les grands noms de la physique sont présentés, par les textes, les photographies et les croquis, sous leur aspect le moins académique.

  14. Aux limites de la physique les paradoxes quantiques

    CERN Document Server

    Rothen, François

    2012-01-01

    Dans l’esprit des pères fondateurs de la science moderne, les phénomènes matériels se déroulent selon un schéma unique. La cause précède nécessairement l’effet, et la connaissance de l’effet permet de remonter à la cause. Sur la scène de la nature, le hasard n’occupe qu’une place congrue. On ne fait appel à lui que pour pallier notre ignorance. Dans les années 1920, la révolution quantique bouleverse ce cadre rigide. Elle accorde une place de choix au hasard, si malmené jusqu’alors, puis elle met en scène une constellation de phénomènes inexplicables aux yeux de la science dite classique. Après une courte introduction historique, l’auteur met ses lecteurs au contact de certains de ces phénomènes si contraires à l’intuition. Refusant l’aide du langage mathématique, il les convie à pénétrer dans un monde quantique qui déconcerte le novice avant de l’éblouir par sa nouveauté et sa cohérence. Un accent particulier est mis sur une application nouvelle de la physiqu...

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1958-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1958-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1967-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

  19. La renaissance du temps pour en finir avec la crise de la physique

    CERN Document Server

    Smolin, Lee

    2014-01-01

    La question du Temps est au coeur de toutes les problématiques scientifiques, de la cosmologie à la mécanique quantique. L’un des plus grands physiciens d’aujourd’hui, Lee Smolin, expose sa conception du Temps et ses implications sur la perception de notre environnement. Le Temps est-il une illusion qui cache une vérité éternelle, ou une réalité physique de notre Univers ? Lee Smolin opte pour la réalité du Temps, s’opposant en cela à la majorité des penseurs, physiciens ou philosophes, inspirés pour les uns par la théorie de la Relativité d’Einstein et pour les autres par les idées platoniciennes.

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1960-07-15

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

  1. ETUDE DE LA DISTRIBUTION DES CATIONS ECHANGEABLES

    African Journals Online (AJOL)

    SEI Joseph

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

  2. Le détecteur VZERO, la physique muons présente et la préparation de son futur dans l'expérience ALICE au LHC

    CERN Document Server

    Tieulent, Raphaël

    La physique des ions lourds a pour objectif ultime d'étendre le domaine d'application du Modèle Standard de la physique des particules à des systèmes de taille finie, complexes et dynamiques. En particulier, elle vise à comprendre comment apparaissent, à partir des lois microscopiques de la physique des particules élémentaires, des phénomènes collectifs et des propriétés macroscopiques mettant en jeu un grand nombre de degrés de liberté. La réalisation de ce programme scientifique passe par une caractérisation du plasma de quarks et de gluons (QGP), l'état déconfiné de la matière nucléaire qui peut être formé à l'aide de collisions d'ions lourds accélérés à des énergies ultra relativistes. L'expérience ALICE exploite les collisions Pb-Pb, proton-Pb et proton-proton du LHC pour mesurer les propriétés fondamentales du QGP comme, par exemple, la température critique du déconfinement ou les coefficients de transport de la matière déconfinée. L'état QGP de la matière aurait �...

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1958-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1961-06-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1961-06-15

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

  6. Effets de la fabrication artisanale des agglomeres sur les ...

    African Journals Online (AJOL)

    La fabrication artisanale de briques est un métier physique, pratiqué manuellement par des briquetiers qui compactent du mortier dans des moules à brique de 10-12-15, avant de le démouler plus loin. Cette étude vise à comparer les variations des paramètres rachidiens et pelviens de 76 briquetiers répartis en deux ...

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-07-01

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

  10. Physique appliquée à l’exposition externe dosimétrie et radioprotection

    CERN Document Server

    Antoni, Rodolphe

    2013-01-01

    Cet ouvrage fait la synthèse de nombreuses années d'expériences en dosimétrie et techniques de protection contre l’exposition externe, aussi bien dans le domaine industriel que médical. Il rappelle les concepts physiques de base puis propose un certain nombre d'outils d’évaluation des nuisances radiologiques, et les moyens de s'en prémunir, en détaillant notamment les techniques de calcul pour des blindages appropriés. Le premier chapitre traite de la définition des grandeurs radiométriques et dosimétriques fondamentales. Il permet d’aborder au chapitre 2 la question de l'interaction rayonnement-matière sous un angle dédié au dépôt de la dose dans les tissus biologiques. Le troisième chapitre définit quant à lui les grandeurs de protection et les grandeurs opérationnelles liées à la radioprotection. Dans les deux chapitres suivants, l’accent a été mis sur la définition des risques et contre-mesures associées (i.e. protections biologiques) inhérents aux sources de rayonnemen...

  11. 12 Conception et réalisation des capteurs hybrides photovoltaïque ...

    African Journals Online (AJOL)

    user

    hybrides photovoltaïque-thermiques à air intégrables en toitures des bâtiments. Pour ces .... de la position du moyen de stockage sur les performances du système. ... propriétés thermo-physiques des matériaux sont supposées constantes et .... L'évolution des températures de tous les éléments des capteurs atteignent le.

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-07-01

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

  13. Schrödinger à la plage la physique quantique dans un transat

    CERN Document Server

    Antoine, Charles

    2018-01-01

    Née au début du XXème siècle, la physique quantique décrit un monde bizarre, celui de l'infiniment petit, et ses effets à notre échelle sont encore mal compris. Erwin Schrödinger en est une figure emblématique. Il a participé à presque toutes les étapes clé et son équation décrivant l'évolution dans le temps d'une particule, critiquée par Einstein qui pensait que Dieu ne joue pas aux dés, est devenue l'un des piliers de la mécanique quantique. Aujourd'hui, la physique quantique est partout dans notre quotidien, du smartphone au GPS, en passant par l'imagerie médicale. Elle nous offrira demain de nouvelles applications, tels l'ordinateur ou la téléportation quantiques. Installez-vous confortablement dans un transat, et laissez-vous conter par Charles Antoine l'étrangeté du monde quantique. Mais attention, si le voyage est fabuleux, vous n'en ressortirez pas indemne...

  14. La quête de l'unité l'aventure de la physique

    CERN Document Server

    Klein, Etienne

    1996-01-01

    L'idée que la diversité du réel puisse être expliquée par une unité sous-jacente est sans doute aussi ancienne que la pensée elle-même : les grandes mythologies le racontent, les premiers philosophes l'affirment, et la science moderne en a repris le programme en unifiant les conceptions du monde, de la matière et du mouvement. De ce pari métaphysique et quasiment religieux, la physique a aussi fait la vérité de sa démarche : identifier les objets les plus élémentaires possibles, violer les lois les plus fondamentales en cherchant à les raccorder jusqu'à pouvoir les unifier, fournir de l'ensemble la description la plus globale qui soit. Ce que l'on pourrait résumer par l'antique formule des néo-platoniciens : hen-ta-panta, c'est-à-dire l'" Un-toutes-les-choses ". Mais comment appréhender le statut exact de cette quête d'unité ? Remontant à ses origines, examinant ses succès comme ses échecs, analysant sa place dans la physique d'aujourd'hui, Etienne Klein et Marc Lachièze-Rey en cern...

  15. Physique ou leçons sur les principes généraux de la nature I

    CERN Document Server

    Aristote

    2015-01-01

    Extrait : ""Or il n'en est pas dans la nature de plus certain ni de plus évident que le mouvement sous toutes ses formes ; et voilà comment la Physique d'Aristote n'est au fond qu'une théorie du mouvement. C'est une étude sur le principe le plus général et le plus important de la nature ; car sans ce principe, ainsi qu'Aristote l'a dit bien des fois, la nature n'existe pas ; elle s'identifie en quelque sorte avec lui.""

  16. Physical Properties of P.V.C. Attenuated Network Copolymers Produced by Ionizing Radiation; Proprietes physiques des copolymeres obtenus sous l'action de rayonnements ionisants et dont le reseau est attenue par l'effet du chlorure de polyvinyle; Fizicheskie svojstva polivinilkhloridnykh obednennykh tsepej sopolimerov, poluchennykh v rezul'tate vozdejstviya ioniziruyushchej radiatsii; Propiedades fisicas de los copolimeros de redes atenuadas por cloruro de polivinilo obtenidos por irradiacion

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Pinner, S H [Tube Investments Research Laboratories, Hinxton Hall, Cambridge (United Kingdom)

    1960-07-15

    The cross-linking of polyvinyl chloride with ionizing radiation poses special problems. Due to rather unfavourable cross-linking and dislinking parameters for this polymer, the radiation doses necessary for high cross-link densities are uneconomicall y large and discolouration and dehydrohalogenatio n are simultaneously produced. These difficulties have been overcome by the incorporation into the P. V. C., prior to irradiation, of diallyl and triallyl esters. Heavily cross-linked products are thereby obtained with relatively low doses of ionizing radiation. Examination of the physical properties of the products suggests that these are not simply graft copolymers, which term normally implies the presence of long branch chains, but are polymer attenuated allyl networks. In these materials, the desirable properties of the parent polymer and of the allyl network are combined. The tensile strength, modulus and elongation of the attenuated network copolymers are presented and discussed as a function of temperature and of the concentration and functionality of the allyl ester. Reference is also made to the swelling and chemical resistance of the products. (author) [French] La reticulation du chlorure de polyvinyle sous l'action des rayonnements ionisants pose des problemes particuliers. Les parametres de reticulation et de degradation etant plutot defavorables pour ce polymere, les doses d'irradiation necessaires a l'obtention de fortes densites de pontage sont trop elevees pour donner des resultats economiquement interessants; elles provoquent simultanement la decoloration et la deshalogenhydratation. Il a ete possible de surmonter ces difficultes par introduction d'esters diallyliques et triallyliques dans le chlorure de polyvinyle, avant irradiation. Ce procede permet d'obtenir au moyen de doses d'irradiation relativement faibles des produits fortement reticules. L'etude des proprietes physiques de ces produits montre qu'il s'agit non pas de simples copolymeres greffes

  17. No 129-L'exercice physique pendant la grossesse et le postpartum.

    Science.gov (United States)

    Davies, Gregory A L; Wolfe, Larry A; Mottola, Michelle F; MacKinnon, Catherine

    2018-02-01

    Énoncer une directive canadienne visant à informer les fournisseurs de soins obstétricaux des répercussions, pour la mère, le fœtus et le nouveau-né, des exercices de conditionnement aerobique et musculaire pendant la grossesse. RéSULTATS ATTENDUS: Effets sur la morbidité maternelle, fœtale et néonatale et mesures de la forme physique maternelle. Une recherche sur MEDLINE des articles, publiés en anglais de 1966 à 2002, appartenant aux catégories suivantes : études sur le conditionnement aérobique et musculaire chez des femmes ne faisant pas jusque-là d'exercice et chez des femmes actives avant leur grossesse, ainsi que des études sur les répercussions du conditionnement aérobique et musculaire sur les issues précoces et tardives de la grossesse ou sur les issues néonatales; rapports de synthèse et méta-analyses portant sur l'exercice pendant la grossesse. Les résultats recueillis ont été revus par la Société des obstétriciens et gynécologues du Canada (Comité de la pratique clinique - obstétrique), avec la participation de la Société canadienne de physiologie de l'exercice, et ils ont été classés suivant les critères d'évaluation des preuves établis par le Groupe de travail canadien sur l'examen de santé périodique. VALIDATION: Cette directive a été approuvée par le Comité de pratique clinique - obstétrique de la SOGC, par le Comité exécutif et par le Conseil de la SOGC, ainsi que par le Conseil d'administration de la Société canadienne de physiologie de l'exercice. PARRAINé PAR: la Société des obstétriciens et gynécologues du Canada et par la Société canadienne de physiologie de l'exercice. Copyright © 2018. Published by Elsevier Inc.

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1959-12-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-07-01

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

  1. PHYSIQUE AND BODY COMPOSITION OF GIRLS PRACTISING CONTEMPORARY DANCE

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Przednowek Karolina H.

    2017-09-01

    Full Text Available Introduction. Physique and body composition are often explored in sport-related research. This is due to the fact that morphological features can be useful for determining a person’s predispositions for practising a given type of physical activity. Dance, as any other sports discipline, has an impact on the physique and motor skills of those who practise it. Most research concerning the physique and body composition of dancers conducted so far has focused on persons practising ballet or competitive ballroom dancing. Investigating these issues in contemporary dancers is a new field of study. The aim of the current study was to examine the physique and body composition of girls aged 14-17 years practising contemporary dance. Material and methods. The study involved 23 girls who trained contemporary dance twice a week for 2 hours. The participants of the study had been training since the age of six. Basic anthropometric measurements were performed. Body composition was analysed based on parameters measured using a Tanita body composition analyser. Conclusions. The analysis found that girls training contemporary dance were characterised by a leptosomatic physique. BMI values in both younger and older contemporary dancers indicated that their weight was normal. Compared to girls who did not practise any particular type of sport, contemporary dancers had a lower weight, a lower body water percentage, and a lower body fat percentage. The dancers were also characterised by a greater circumference of the waist, hips, arm, and chest compared to untrained peers.

  2. 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)

  3. 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)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1968-07-01

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

  5. Purification by ion exchange resins of the heavy water of the reactors EL 1 and EL 2. A - the purifying process. Equipment and results; Purification par resines echangeuses d'ions de l'eau lourde des reacteurs EL1 et EL2. A - conduite de la purification. Installations et resultats

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Chenouard, J.; Roth, E. [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1957-07-01

    The heavy water was purified by tapping off part of the moderator over a mixed bed of anion and cation exchangers. The heavy water leaving the columns has a resistivity reaching several-meg-ohms, which allows the resistivity of the moderator to be maintained between 10{sup 5} and 10{sup 6} ohms/cm. Two methods of deuteration of the ion exchangers are described, as well as the heavy water recuperation from resins charged with radioactive products. The influence of the purity of the water on the radiolytic dissociation is investigated. An interpretation of the variations in pH and of the formation of hydrogen peroxide is given. In addition the report contains a general description of the EL1 and EL2 purification installations. (author) [French] L'epuration de l'eau lourde a ete effectuee en derivant une partie du moderateur sur un lit melange d'echangeurs d'anions et de cations. Les colonnes delivrent de l'eau lourde dont la resistivite atteint plusieurs megohms; ceci permet d'entretenir la resistivite du moderateur entre 10{sup 5} et 10{sup 6} ohms/cm. Deux procedes deuteriation des echangeurs d'ions sont decrits de meme que la recuperation de l'eau lourde partir des resines chargees de produits radioactifs. L'influence de la purete de l'eau sur sa dissociation radiolytique est etudiee. Une interpretation est donnee des variations de pH et de la formation d'eau oxygenee. Le rapport comprend en outre une description generale des installations d'epuration de EL1et EL2. (auteur)

  6. Purification by ion exchange resins of the heavy water of the reactors EL 1 and EL 2. A - the purifying process. Equipment and results; Purification par resines echangeuses d'ions de l'eau lourde des reacteurs EL1 et EL2. A - conduite de la purification. Installations et resultats

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Chenouard, J; Roth, E [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1957-07-01

    The heavy water was purified by tapping off part of the moderator over a mixed bed of anion and cation exchangers. The heavy water leaving the columns has a resistivity reaching several-meg-ohms, which allows the resistivity of the moderator to be maintained between 10{sup 5} and 10{sup 6} ohms/cm. Two methods of deuteration of the ion exchangers are described, as well as the heavy water recuperation from resins charged with radioactive products. The influence of the purity of the water on the radiolytic dissociation is investigated. An interpretation of the variations in pH and of the formation of hydrogen peroxide is given. In addition the report contains a general description of the EL1 and EL2 purification installations. (author) [French] L'epuration de l'eau lourde a ete effectuee en derivant une partie du moderateur sur un lit melange d'echangeurs d'anions et de cations. Les colonnes delivrent de l'eau lourde dont la resistivite atteint plusieurs megohms; ceci permet d'entretenir la resistivite du moderateur entre 10{sup 5} et 10{sup 6} ohms/cm. Deux procedes deuteriation des echangeurs d'ions sont decrits de meme que la recuperation de l'eau lourde partir des resines chargees de produits radioactifs. L'influence de la purete de l'eau sur sa dissociation radiolytique est etudiee. Une interpretation est donnee des variations de pH et de la formation d'eau oxygenee. Le rapport comprend en outre une description generale des installations d'epuration de EL1et EL2. (auteur)

  7. Pollution des eaux à usages domestiques dans les milieux urbains ...

    African Journals Online (AJOL)

    puits, forage, réseau public) sont confrontées à la pollution physique, chimique et microbiologique. Le niveau de pollution est dû aux germes de contamination fécale et pathogènes, des polluants azotés et les polluants métalliques toxiques.

  8. Group Chemical Changes and Physical Property Correlations in Refining of Lube Base Stocks. Ir and Nmr Spectroscopy Corrélations entre les propriétés physiques et les changements de composition chimique au cours du raffinage des huiles de base. Spectrométrie infra rouge et résonance magnétique nucléaire

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Singh H.

    2006-11-01

    Full Text Available Changes occurring in the chemical composition of lubricating oil base stocks with different degreeand typeof refining have been investigated by IR and NMR spectroscopy. Significant conclusions about the chemical composition have been reached through the study of structural parameters. Correlations between molecular parameters such as aromaticity , average number of carbon atoms per alkyl substituentand the Viscosity Indexof base oils are reported. The term degree of refininghas been assigned a quantitative value in combination with the VI to denote the progressive refining of raw lube distillates to base stocks. Les modifications de la composition chimique d'huiles lubrifiantes au cours de divers type de raffinage à des degrés variables de sévérité sont étudiées par spectrométries IR et RMN. L'étude des paramètres structuraux aboutit à des conclusions significatives sur la composition chimique. Des corrélations entre l'indice de viscosité et des paramètres structuraux tels que l'aromaticité et le nombre moyen d'atomes de carbone par substituant alkyl sont dégagées. On attribue au terme degré de raffinage une valeur quantitative - combiné avec l'indice de viscosité pour signifier le raffinage progressif de distillats bruts en huiles de base.

  9. 1 Étude des caractéristiques physico-mécaniques des tuiles en ...

    African Journals Online (AJOL)

    PR BOKO

    Mais, elle est également utilisée sous plusieurs formes : Textile, soin, construction, peinture, photographie, etc. A travers ce travail et les propriétés physiques ... nous allons déterminer ces deux rapports inconnus. Voici les propriétés des différentes matières premières utilisées dans ce travail pour la confection des mortiers.

  10. Etude des propriétés physiques des couches minces de ZnO ...

    African Journals Online (AJOL)

    The structural, electrical and optical properties of the prepared films were analyzed by X-ray diffraction, transmittance, absorbance spectra and Photoluminescence spectroscopy respectively. All films are polycrystalline with a hexagonal wurtzite-type structure with a preferential orientation according to the direction .

  11. Partager : des technologies de pointe au service de la société

    CERN Multimedia

    CERN. Geneva; Le Goff, Jean-Marie

    2007-01-01

    Médecine, climatologie, métrologie et informatique, les techniques utilisées par le LHC trouvent déjà des répercussions dans d’autres domaines scientifiques. Utilisant des techniques inédites, la physique des particules en fait bénéficier la société toute entière.

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

  13. The Physique of Elite Female Artistic Gymnasts: A Systematic Review

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Bacciotti Sarita

    2017-08-01

    Full Text Available It has been suggested that successful young gymnasts are a highly select group in terms of the physique. This review summarizes the available literature on elite female gymnasts’ anthropometric characteristics, somatotype, body composition and biological maturation. The main aims were to identify: (i a common physique and (ii the differences, if any, among competitive/performance levels. A systematic search was conducted online using five different databases. Of 407 putative papers, 17 fulfilled all criteria and were included in the review. Most studies identified similar physiques based on: physical traits (small size and low body mass, a body type (predominance of ecto-mesomorphy, body composition (low fat mass, and maturity status (late skeletal maturity as well as late age-at-menarche. However, there was no consensus as to whether these features predicted competitive performance, or even differentiated between gymnasts within distinctive competitive levels. In conclusion, gymnasts, as a group, have unique pronounced characteristics. These characteristics are likely due to selection for naturally-occurring inherited traits. However, data available for world class competitions were mostly outdated and sample sizes were small. Thus, it was difficult to make any conclusions about whether physiques differed between particular competitive levels.

  14. The Physique of Elite Female Artistic Gymnasts: A Systematic Review.

    Science.gov (United States)

    Bacciotti, Sarita; Baxter-Jones, Adam; Gaya, Adroaldo; Maia, José

    2017-09-01

    It has been suggested that successful young gymnasts are a highly select group in terms of the physique. This review summarizes the available literature on elite female gymnasts' anthropometric characteristics, somatotype, body composition and biological maturation. The main aims were to identify: (i) a common physique and (ii) the differences, if any, among competitive/performance levels. A systematic search was conducted online using five different databases. Of 407 putative papers, 17 fulfilled all criteria and were included in the review. Most studies identified similar physiques based on: physical traits (small size and low body mass), a body type (predominance of ecto-mesomorphy), body composition (low fat mass), and maturity status (late skeletal maturity as well as late age-at-menarche). However, there was no consensus as to whether these features predicted competitive performance, or even differentiated between gymnasts within distinctive competitive levels. In conclusion, gymnasts, as a group, have unique pronounced characteristics. These characteristics are likely due to selection for naturally-occurring inherited traits. However, data available for world class competitions were mostly outdated and sample sizes were small. Thus, it was difficult to make any conclusions about whether physiques differed between particular competitive levels.

  15. Associative memories in nuclear physics; Les memoires associatives en physique nucleaire

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1967-07-01

    Experiments in nuclear physics involve the use of large size 'memories'. After showing the difficulties arising from the use of such memories, the authors give the principles of the various programming methods which make it possible to operate the memories associatively thus benefiting from a reduction in size and better operational conditions. They attempt to estimate the shape and dimensions of an associative memory with cable connections which could be designed specially for nuclear research, contrary to those actually in service. (authors) [French] Les experiences de physique nucleaire necessitent l'emploi de 'memoires' de grandes dimensions. Apres avoir montre les inconvenients que presente l'utilisation de telles memoires, les auteurs exposent les principes des diverses methodes de programmation qui permettent d'assurer un fonctionnement des memoires sur le mode associatif donc une reduction de leurs dimensions et un meilleur usage. Ils tentent d'evaluer le format d'une memoire associative cablee qui, contrairement a celles qui existent actuellement, serait prevue specialement pour l'experimentation nucleaire. (auteurs)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-10-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

  18. La microflore des sols du vignoble de Touraine

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Claude Cuinier

    1975-12-01

    Full Text Available L'étude microbiologique des sols du vignoble porte sur trois années. Les déterminations quantitatives des bactéries, champignons, actinomycètes et des groupes fonctionnels des cycles de l'azote, du carbone et du soufre sont effectuées au cours de trois périodes du cycle végétatif de la vigne. Des variations saisonnières et annuelles sont observées. La microflore des sols viticoles est comparée à celle d'autres sols. Elle est au moins aussi riche et se distingue par son caractère plus aérobie. De grands écarts dans la composition microbiologique sont apparus entre des sols viticoles différant par leurs caractéristiques physiques et chimiques.

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

  20. Absolute Measurement of Radioactive Materials at the Physikalisch-Technische Bundesanstalt; Mesure absolue des substances radioactives a l'Institut federal de physique appliquee; Absolyutnoe izmerenie radioaktivnykh veshchestv v fiziko-tekhnicheskom federal'nom institute; Determinacion absoluta de la actividad de sustancias radiactivas en el Instituto Federal de Fisica Aplicada

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Weiss, H M [Physikalisch-Technische Bundesanstalt, Braunschweig (Germany)

    1960-06-15

    A short report is given about the routine methods of standardization of radionuclides. The measurements are done by 4 {pi} {beta} proportional counters, 4 {pi} {beta}-{gamma} coincidence counting and for secondary standardization of {gamma} emitters by 4 {pi} {gamma} ionization chamber. The equipments used and the procedures of source preparation are described. (author) [French] L'auteur presente un rapport succinct sur les methodes courantes de normalisation des radionuclides. Les mesures sont effectuees au moyen de compteurs proportionnels 4 {pi} {beta}, par voie de comptage par coincidences 4 {pi}{beta}-{gamma} et, en ce qui concerne la normalisation secondaire des emetteurs de rayons {gamma}, au moyen d'une chambre d'ionisation 4 {pi} {gamma}. Le memoire contient une description du materiel utilise et des procedes employes pour la preparation des sources. (author) [Spanish] En la memoria se describen brevemente los metodos corrientes de calibracion de radionuclidos. Las mediciones a que se refiere se han efectuado con contadores proporcionales {beta} 4 {pi}, contadores de coincidencias {beta}-{gamma} 4{pi}l; para la calibracion secundaria de emisores {gamma} se ha utilizado una camara de ionizacion {gamma} 4 {pi}. Se describen los aparatos empleados y los procedimientos de preparacion de las fuentes. (author) [Russian] Privoditsya kratkij doklad po obychnym metodam standartizatsi i radioizotopov. Izmereniya osushchestvlyalis {beta}-proportsional'nym i schetchikami na 4 {pi}, schetchikami {beta}-{gamma} sovpadenij i {gamma}-ioniziruyushche j kameroj na 4 i dlya vtorichnoj standartizatsi i {gamma}-izluchatelej . Privoditsya opisanie, ispol'zuemogo oborudovaniya i protsedura podgotovki istochnika. (author)

  1. 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

    comparaison de ces deux estimateurs est faite sur des benchmarks dont on connait la solution exacte grace a des methodes de solutions manufacturees. On peut ainsi analyser le comportement des estimateurs au regard de la regularite de la solution. Grace a cette etude, une strategie de raffinement hp utilisant ces deux estimateurs est proposee et comparee a d'autres methodes rencontrees dans la litterature. L'ensemble des comparaisons est realise tant sur des cas simplifies ou l'on connait la solution exacte que sur des cas realistes issus de la physique des reacteurs. Ces methodes adaptatives permettent de reduire considerablement l'empreinte memoire et le temps de calcul. Afin d'essayer d'ameliorer encore ces deux aspects, on propose d'utiliser des maillages differents par groupe d'energie. En effet, l'allure spatiale du flux etant tres dependante du domaine energetique, il n'y a a priori aucune raison d'utiliser la meme decomposition spatiale. Une telle approche nous oblige a modifier les estimateurs initiaux afin de prendre en compte le couplage entre les differentes energies. L'etude de ce couplage est realisee de maniere theorique et des solutions numeriques sont proposees puis testees

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-02-15

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

  3. A Physics and Tabulated Chemistry Based Compression Ignition Combustion Model: from Chemistry Limited to Mixing Limited Combustion Modes Un modèle de combustion à allumage par compression basé sur la physique et la chimie tabulée : des modes de combustion contrôlés par la chimie jusqu’aux modes contrôlés par le mélange

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Bordet N.

    2011-11-01

    experimental measurements carried out on a 2 liter Renault Diesel engine and good agreements are found. Ce papier présente une nouvelle approche 0D phénoménologique pour prédire le déroulement de la combustion dans les moteurs Diesel à injection directe pour toutes les conditions d’utilisation usuelles. Le but de ce travail est de développer une approche physique en vue d’améliorer la prédiction de la pression cylindre et du dégagement d’énergie, avec un nombre minimum d’essais nécessaires à la calibration. Les contributions principales de cette étude sont la modélisation de la phase de pré-mélange de la combustion et une extension du modèle pour les stratégies d’injections multiples. Dans ce modèle, le taux de dégagement d’énergie dû à la combustion pour la phase pré-mélangée est relié à un taux de réaction moyen du carburant. Ce taux de réaction moyen de carburant est évalué à l’aide d’une approche basée sur un taux de réaction local de carburant tabulé et la détermination d’une fonction de densité de probabilité (PDF de la fraction de mélange (Z. Cette PDF permet de prendre en compte la distribution de richesse existante dans la zone pré-mélangée. L’allure de cette PDF présumée est une β-fonction standardisée. Les fluctuations de la fraction de mélange sont décrites avec une équation de transport pour la variance de Z. La définition standard de la fraction de mélange, établie dans le cas de flammes de diffusion, est ici adaptée à une combustion pré-mélangée de type Diesel pour décrire l’inhomogénéité de la richesse dans le volume de contrôle. La chimie détaillée est décrite au travers de la tabulation du taux de réaction relatif à la flamme principale et du délai d’auto-inflammation relatif à la flamme froide, ces tabulations sont fonction de la variable d’avancement c, du taux de gaz brûlé ainsi que des grandeurs thermodynamiques telles que la température et la pression. Le

  4. Calculs de doses générées par les rayonnements ionisants principes physiques et codes de calcul

    CERN Document Server

    Vivier, Alain

    2016-01-01

    Cet ouvrage et les codes associés s’adressent aux utilisateurs de sources de rayonnements ionisants : techniciens, ingénieurs de sécurité, personnes compétentes en radioprotection, mais aussi médecins, chercheurs, concepteurs, décideurs… Les contraintes croissantes liées à la radioprotection rendent indispensables l’utilisation de codes de calcul permettant d’évaluer les débits de doses générées par ces sources et la façon dont on peut s’en protéger au mieux. De nombreux codes existent, dont certains restent des références incontournables, mais ils sont relativement complexes à mettre en oeuvre et restent en général réservés aux bureaux d’études. En outre, ces codes sont souvent des « boîtes noires » qui ne permettent pas de comprendre la physique sous-jacente. L’objectif de cet ouvrage est double : - Exposer les principes physiques permettant de comprendre les phénomènes à l’oeuvre lorsque la matière est irradiée par des rayonnements ionisants. Il devient al...

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-06-15

    aux fins du controle parce qu'il est possible d'augmenter leur teneur en bore. L'experience acquise au cours d'essais et d'operations de fabrication ont montre que ces divers materiaux peuvent permettre de fabriquer toute une serie de modeles de barres possedant les caracteristiques voulues. A l 'interieur du reacteur, les canaux des barres exigent souvent un garnissage que protege le ralentisseur en graphite qu'ils traversent contre les effets des chocs au moment de l 'insertion des barres et contre l 'usure et contribue a maintenir l 'alignement. Pour ce garnissage, if faut des materiaux qui soient tres resistants, particulierement a l 'abrasion et aux chocs, qui possedent une faible section efficace et qu'on ne soit pas oblige de refroidir. Les auteurs ont donc procede a des essais sur du graphite pyrolytique, des composes de graphite pyrolytique, de l 'oxyde d'aluminium et du carbure de silicium. Les donnees concernant les dommages physiques et les dommages radioinduits indiquent que certains de ces materiaux conviennent pour le garnissage des canaux des barres. (author) [Spanish] Los problemas de materiales relacionados.con, los sistemas de barras de control y seguridad en los reactores moderados por grafito pueden clasificarse en dos categorias: los inherentes a los materiales de control y los de los materiales de revestimiento de los canales de trabajo. Los materiales de control, tales como el boro o el gadolinio, pueden estar incorporados a la camisa de la barra, como ocurre en el caso del acero inoxidable al boro que se usa para las barras de seguridad. Otra solucion consiste en encerrar en una camisa metalica un material sinterizado compacto que contenga boro, tal como el grafito con B{sub 4}C o el aluminio con B{sub 4}C. Las barras de este ultimo tipo se prestan para fines de control, porque admiten mayores' proporciones de boro. La experiencia adquirida en los ensayos y en la produccion indica que es posible diseflar una amplia serie de modelos de barras

  6. Psychophysiological Tracking of a Female Physique Competitor through Competition Preparation.

    Science.gov (United States)

    Rohrig, Brandon J; Pettitt, Robert W; Pettitt, Cherie D; Kanzenbach, Todd L

    2017-01-01

    Natural physique competitions are based on subjective judgments of how a competitor appears on show day. Prior to competition, there is a prolonged dieting phase referred to as contest preparation. The primary goal is to reduce body fat levels while maintaining skeletal muscle mass. The study tracked the physiological and psychological changes for a 24 year old female preparing for a physique competition. The study was conducted to describe the physiological and psychological changes of a female physique competitor who engages in long-term contest preparation. Diet, body composition, blood work, energy expenditure, mood, and performance were evaluated through contest preparation. The participant lost 10.1kg throughout contest preparation in a strong weekly linear pattern (R 2 =0.97). Body fat was reduced from 30.45% to 15.85% while fat free mass was maintained. Mood for the participant remained stable until month five, when an observed variation occurred, with performance maintaining. Contest preparation was successful in reducing the body fat in the participant while having a minimum effect on both performance and fat free mass. For athletes looking to lose large amounts of body fat with minimal performance decrements a prolonged diet period with moderate exercise and food restriction can be an effective solution.

  7. Niveaux d'étude du cerveau, et sagesse physique

    Science.gov (United States)

    Toulouse, Gérard

    1993-02-01

    The brain is a complex spatio-temporal affair. Several brain theories propose the definition of three superposed levels of study. But physics, though the experience of condensed matter physics, suggests that it is unwise to enforce onto brain theories a unified hierarchical scheme, the inspiration for which seems to come from the realm of sub-molecular physics. Le cerveau est une affaire spatio-temporelle complexe. Plusieurs théories du cerveau proposent de définir trois niveaux d'études superposés. Mais la physique, à travers l'expérience de la physique de la matière condensée, suggère qu'il n'est pas sage d'imposer sur les théories du cerveau un schéma hiérarchique unifié, dont l'inspiration semble provenir du domaine de la physique sub-moléculaire.

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1956-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1958-07-01

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

  10. Physical analytical methods for uranium hexafluoride; Methodes physiques d'analyse de l'hexafluorure d'uranium

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-12-15

    Various physical methods of analysis currently used or still under investigation such as: sound analysis, vapor pressure measurements, fractional distillation, cryogenics, micro-sublimation, ultra-violet, visible and infra-red absorption spectrophotometry, nuclear magnetic resonance and mass spectrometry are reviewed. For each method, principle and applications are given, and results obtained concerning reproducibility, application limits and rapidity are discussed. (author) [French] On passe en revue les differentes methodes physiques d'analyse utilisees ou en cours d'etude actuellement: par mesure de la vitesse du son, de la pression de vapeur, par distillation fractionnee, cryometrie, microsublimation, spectrometrie d'absorption dans l'ultraviolet, le visible et l'infrarouge, par resonance magnetique nucleaire et par spectrometrie de masse. Pour chaque methode, on donne le principe et son application et on examine les resultats obtenus concernant la reproductibilite, le domaine d'application et la duree des mesures. (auteur)

  11. Les territorialités émergentes des migrants marocains

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Sabrina Marchandise

    2013-05-01

    Full Text Available Par l’usage et les pratiques liées aux TIC, l’espace virtuel devient un support des relations sociales mobilisées dans la migration, espace de socialisation (par la communication, la communauté et espace de ressources (culturelle, économique et sociale, ayant des traductions concrètes dans l’espace physique. Nous nous interrogeons alors sur l’articulation des territoires physiques et non physiques des migrants marocains. Cet article se fonde sur une expérimentation en cours d’exploration et de visualisation du web diasporique. Nous en livrons ici les premiers éléments de résultats, à la fois à partir de la représentation d’un corpus de sites web, de la localisation des sites et destinataires et également par une réflexion sur l’apport des représentations des réseaux sociaux sur le web.

  12. Radioisotopes in the physical chemistry of corrosion processes and their inhibition; Les radioisotopes dans la chimie physique des processus de corrosion et de leur inhibition; Primenenie radioizotopov v fizicheskoj khimii protsessov korrozii i ikh tormozheniya; Los radioisotopos en la quimica fisica de los procesos de corrosion y de inhibicion

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Cartledge, G H [Chemistry Division, Oak Ridge National Laboratory, Oak Ridge, TN (United States)

    1962-03-15

    The fundamental study of the electrochemical processes of corrosion and inhibition involves various factors, including in particular: (a) adsorption phenomena of different types; (b) ion-exchange properties of passive films; and (c) the electrochemical kinetics of both anodic and cathodic processes across the interface between a metal and its corrosive environment. The availability of radioisotopes has made possible certain studies of these phenomena that could not be made previously with conventional techniques. The element technetium, a homologue of manganese in the periodic system, has been found uniquely suited to certain of these studies by reason of its nuclear properties. The chemical properties of technetium compounds are summarized and contrasted with those of corresponding Cr{sup 51} compounds and those of molybdenum and tungsten, so much used in studies of inhibition. Selected experimental studies are given as examples of the uses to which technetium has already been put in this type of work. Among these are empirical studies of its action as a very efficient inhibitor of the corrosion of iron, together with the results of long-term observations of surface activity. Other studies with both Tc{sup 99} and I{sup 131} have demonstrated the significance of competitive adsorption of ions in the determination of the kinetics of the corrosion and inhibitory processes. Finally, the author shows how the unique properties of technetium have permitted a clear discrimination between the relative contributions of oxygen and the oxidizing inhibitor in the maintenance of passivity. (author) [French] Parmi les facteurs qui entrent en jeu dans l'etude fondamentale des processus electrochimiques de corrosion et d'inhibition on releve notamment: a) differents types de phenomenes d'adsorption; b) les proprietes d'echange ioniques des films passifs; c) la cinetique electrochimique des processus tant anodiques que cathodiques qui se produisent dans l'interface entre un metal

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-10-15

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

  14. Studies on solid-state physics carried out with the Saclay reactor (1962); Etudes de physique du solide realisees a la pile de Saclay (1962)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-07-01

    This paper deals only with solid-state physics experiments carried out on outgoing beams: rather than giving a general review of the work performed, if refers to only a few of the most important studies or those nearest completion. These are being made with the experimental beams of the two Saclay reactors EL-2, with a central flux of 10{sup 13} n/cm{sup 2}, and - since 1958 - EL-3, whose central flux is equal ta 10{sup 14} n/cm{sup 2}. The experiments are being carried out by two separate groups of physicists, employing different techniques, namely neutron diffraction using a crystal spectrometer, and inelastic scattering using a time-of-flight spectrometer. (author) [French] Cet expose ne relate que des experiences de physique du solide faites sur des faisceaux sortis; plutot que de donner une revue de l'ensemble des travaux effectues, on ne cite que quelques etudes que l'on peut considerer comme plus essentielles ou mieux achevees. On utilise les faisceaux experimentaux des deux piles de Saclay, EL-2 dont le flux au centre est de 10{sup 13}n/cm{sup 2} et, depuis 1958, EL-3 pour laquelle il est egal a 10{sup 14} n/cm{sup 2}. Les experiences sont realisees par deux groupes de physiciens distincts, employant des techniques differentes, la diffraction des neutrons qui utilise un spectrometre a cristal, et la diffusion inelastique avec un spectrometre a temps de vol. (auteur)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1967-09-15

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

  16. Efficacité comparée de divers procédés physiques de séparation des argiles d'un sable de gisement A Comparison of Different Physical Processes for the Recovery of Clays from an Unconsolidated Sandstone

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Yvon J.

    2006-11-01

    Full Text Available Divers procédés physiques (mixage, attrition, vibration ultra-sonique ont été utilisés pour désagréger et disperser les argiles d'un sable de gisement. Le traitement aux ultra-sons s'est avéré le plus efficace : après 10 min de vibration on récupère environ 1,5 fois plus de particules fines ( The characterizing of clays is an essential operation for understanding many problems encountered in production. It goes via a preliminary phase in which species are separated quickly and effectively without altering their nature. Chemical processes disperse clays by solubilizing their cements, amorphous compounds and poorly crystallized oxyhydroxides. But they attack fragile species and lead to mistaken results. Therefore, we have chosen various physical processes (mixing, attrition, ultrasonic vibration and compared their efficacy with a reservoir sand. This sand was a quartzose arenite in which 96. 6 % of the grains were between 63 µm and 2 mm. The < 40 µm fine fraction, obtained by wet sieving, represented 2. 44 % of the unprocessed sand, and the clayey fraction (kaolinite, illite, montmorillonite, interstratified illite-montmorillonite was 1. 20%. Mixing was done with a bladed stirer. 40 g of sand and 100 cm³ of demineralized water were stirred for 3 min at a speed of 3000 rpm. Attrition was done by two devices :(1 For attrition by rotation, 400 g of sand and 0. 5 liter of demineralized water were placed in a porcelain jar rotating at a speed of 37 rpm. Tests were performed with water alone and with the adding of a dispersant (0. 3 % sodium hexametaphosphate and a surfactant (0. 6 mole/liter of sodium sulfonate paraoctylphenyl. (2 Attrition by a Turbula TC2 mixer, which gave the jar a complex rotation movement including shaking and rhythmic rocking. 500 g of sand were thus processed in 1 literof 3 % sodium hexametaphosphate solution for varying times. Ultrasonic processing was done with a Sonifer 830 device. The probe was plunged into a

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-07-01

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

  18. Evolution saisonnière des phosphates et des composés minéraux dissous de l'azote en lagune Aby (Côte d'Ivoire)

    OpenAIRE

    Métongo, B.S.

    1989-01-01

    Cette étude présente le cycle annuel des variations des orthophosphates (P-PO4) et des composés minéraux dissous de l'azote (N-NO3, N-N02 and N-NH4) dans la colonne d'eau de juillet 1984 à juillet 1985 en lagune Aby... Les valeurs maximales des sels nutritifs sont enregistrées en saison de pluies et de crues et leur distribution est fonction de la stratification physique des eaux

  19. Troubles musculo-squelettiques chez les téléopérateurs des centres d’urgence 911, des contraintes physiques aux contraintes psychosociales Musculoskeletal disorders in 911 emergency call centre agents, from physical constraints to psychosocial constraints Lesiones músculo esqueléticas en tele-operadores de centros de urgencia 911, de las dificultades físicas à las dificultades psico-sociales

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Georges Toulouse

    2009-11-01

    Full Text Available À la demande de l’Association paritaire pour la santé et sécurité du travail secteur « affaires municipales » du Québec (APSAM, une programmation de recherche thématique a été élaborée dans le but d’intervenir pour réduire la prévalence des troubles musculo-squelettiques et de santé psychologique affectant les téléopérateurs des centres d’urgence 911. Cet article présente une première étude dont l’objectif est de décrire la prévalence et d’identifier les problématiques sous-jacentes à la présence de troubles musculo-squelettiques. La méthodologie adoptée comporte l’administration de questionnaires, la réalisation d’observations et d’entrevues ouvertes dans cinq centres d’urgence 911. Les résultats montrent des taux de prévalence de troubles musculo-squelettiques beaucoup plus élevés que ceux d’un échantillon représentatif de travailleurs et travailleuses québécois. L’analyse des résultats statistiques à la lumière des observations et des entrevues ouvertes a permis de préciser les problématiques sous-jacentes afin de développer un projet d’intervention.At the request of the Association paritaire pour la santé et sécurité du travail secteur “affaires municipales” du Québec (APSAM, joint sector-based occupational health and safety association, municipal affairs, a thematic research program was developed so that action could be taken to reduce the prevalence of musculoskeletal and psychological health disorders affecting 911 emergency call centre agents. This article presents an initial study whose objective was to describe the prevalence of musculoskeletal disorders and to identify their underlying issues. The adopted methodology involved the administration of questionnaires, observations, and open-ended interviews in five 911 emergency call centres. The results show musculoskeletal disorder prevalence rates much higher than those of a representative sample of Qu

  20. Intégration des services financiers dans les stratégies de la lutte ...

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

    Tambi Samuel KABORE

    8 déc. 2009 ... sur la croissance, Fronde sociale sur les effets sociaux de l'ajustement. • En 1995 ... environnementales, macro-économiques afin de promouvoir des ... C. D. E. F. Croissance. Investissement, capital physique et humain,.

  1. Les physiciens des astroparticules publient leur "feuille de route vers les étoiles"

    CERN Multimedia

    2007-01-01

    A new road map that defining a common strategic plan for astroparticles physics was published by the AStroParticle European Area (ASPERA - Espace européen de la recherche en astroparticules) ERA-NET, et la coordination européenne pour la physique des astroparticules (ApPEC). (1 page)

  2. Catastrophes et consommation des substances psychoactives

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Krivokapić Žilijeta

    2009-01-01

    Full Text Available (francuski Les catastrophes, les accidents, les stress, les traumatismes sont des expériences négatives de vie accompagnées de changements physiologiques, cognitifs, émotionnels et comportementaux. Les stratégies les plus courantes inefficaces à résoudre les expériences de vie négatives sont: l' agression - ouverte (physique et / ou verbale, passive et latente, le retrait social, le placage, la dépression, l'impuissance, l' isolement et l' abus de médicaments, en particulier de drogues. Les personnes se trouvant dans des situations stressantes essayent de s' aider elles-mêmes souvent en recourant à des substances qui procurent une amélioration de leur état et suppriment le malaise momentané. Cette 'thérapie par auto-thérapie' comporte de graves risques La personne qui, après une période de consommation de ces substances devenaient dépendante, manifeste des changements visibles au niveau physique et psychologique. Elle se dérobe à ses obligations, rompt avec les activités auxquelles elle prenait plaisir autrefois de même qu' avec ses loisirs et ses intérêts; elle change des amis, ses relations familiales et amicales deviennent pauvres et remplies de nombreux conflits; elle devient moins critique et plus manipulative, commence à mentir, trompe pour dissimuler sa toxicomanie, rejoint un groupe de ses semblables, se livre à des activités criminogènes, de plus en plus se dégrade physiquement. L' alcool qui, étant le plus accessible et par conséquent généralement 'la première mesure d' auto-thérapie', a un impact particulièrement dévastateur sur l' organisme sensible au point de vue psycho-physique. Nous assistons à de nombreuses difficultés et des problèmes qui, à la suite de la consommation d' alcool, aggravent ceux liés à des expériences des événements traumatisants. De même l' efficacité de certains comprimés de réduire les tensions ou d' améliorer l' état du patient conduit fréquemment

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1959-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1957-07-01

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

  5. Qualité physico-chimique et nutritionnelle des oeufs de poule locale ...

    African Journals Online (AJOL)

    L'évaluation de la qualité physico-chimique et nutritionnelle des oeufs issus de poule locale et de race améliorée consommés à Ouagadougou au Burkina Faso a porté sur deux cent oeufs répartis en deux lots respectifs de 100 oeufs de race locale et 100 oeufs de race améliorée. Les valeurs des paramètres physiques ont ...

  6. Des atomes d'antihydrogene produits en quantites substantielles au CERN

    CERN Multimedia

    Sevestre, G

    2002-01-01

    "Des quantites relativement substantielles d'atomes d'antihydrogene a basse temperature ont ete produites cet ete au Laboratoire europeen de physique des particules, le CERN a Geneve, ouvrant la voie a une etude approfondie de cette antimatiere qui pourrait remettre en cause les theories actuelles, a annonce mercredi sur le site Internet de la revue Nature une equipe internationale de chercheurs" (1 page).

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

    African Journals Online (AJOL)

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

  8. Social Physique Anxiety, Obligation to Exercise, and Exercise Choices among College Students

    Science.gov (United States)

    Chu, Hui-Wen; Bushman, Barbara A.; Woodard, Rebecca J.

    2008-01-01

    Objective: The authors examined relationships among social physique anxiety, obligation to exercise, and exercise choices. Participants and Methods: College students (N = 337; 200 women, 137 men) volunteered to complete 3 questionnaires: the Social Physique Anxiety Scale (SPAS), Obligatory Exercise Questionnaire (OEQ), and Physical Activity…

  9. Volatilité des prix et régulation des marchés. Instruments de gestion du risque

    OpenAIRE

    Cordier, Jean

    2014-01-01

    La présentation porte d'abord sur une présentation de la volatilité des prix, définition et estimation pour les principaux produits agricoles. La seconde partie développe le concept d'efficience des marchés, dans les trois dimensions du marché physique (espace, forme et temps). Le marché de gré à gré, dit OTC en anglais, est décrit dans sa dimension physique puis financière. Les nouveaux instruments d'investissement sur les produits agricoles sont alors introduits pour évoquer la volatilité e...

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    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

  11. Body self-discrepancies and women's social physique anxiety: the moderating role of the feared body.

    Science.gov (United States)

    Woodman, Tim; Steer, Rebecca

    2011-05-01

    We explored ideal, ought, and feared body image self-discrepancies as predictors of social physique anxiety within Carver, Lawrence, and Scheier's and Woodman and Hemmings' interaction frameworks. One hundred women completed actual, ideal, ought, and feared body self-discrepancy visual analogue scales, the Social Physique Anxiety Scale and the Beck Depression Inventory-II. Moderated hierarchical regression analyses indicated that the relationship between ought body fat discrepancies and social physique anxiety was moderated by proximity to the feared fat self. Specifically, the positive relationship between ought fat discrepancies and social physique anxiety was stronger when women were far from their feared body self. The results highlight the importance of considering the feared self in order to more fully understand the relationship between body image and social physique anxiety. ©2010 The British Psychological Society.

  12. Ventilation of radioactive enclosures; Ventilation des enceintes radioactives

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Caminade, F; Laurent, H [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1957-07-01

    Mechanical, physical and chemical manipulations on radioactive products must be carried out in properly ventilated enclosed places. The air extracted can only be discharged into the atmosphere after a correct filtration. The power of the ventilation systems is a function of the dimensions and purpose of the enclosure? The choice of types of filter is determined by the physical state and chemical nature of the radioactive materials to be manipulated. This study deals with the individual equipment of small installations: glove boxes, manipulation boxes with outside control and, if necessary, production chambers (maximum useful volume: 5 m{sup 3}). The performances of three types of 'ventilators', and the modifications provided by the addition of filters, are measured and compared. (author) [French] Les manipulations oceaniques, physiques et chimiques sur des produits radioactifs doivent s'effectuer dans des enceintes convenablement ventilees. L'air extrait ne peut etre rejete dans l'atmosphere qu'apres une filtration correcte. La puissance des installations de ventilation est fonction des dimensions de l'enceinte et de son utilisation. Le choix des types de filtres est determine par l'etat physique et la nature ehimique des corps radioactifs manipules. Notre etude porte sur l'equipement individuel d'installations de petites dimensions: boites a gants, boites a pinces et, a la rigueur, enceintes de production (volume maximum utilisable 5 m{sup 3}). Nous mesurons et comparons les performances de trois types de 'ventilateurs' et les modifications apportees par l'adjonction de filtres. (auteur)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-10-15

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

  14. Répartition des paramètres physico-chimiques et métalliques des ...

    African Journals Online (AJOL)

    ibaa

    Mots clés: Eaux usées, eau de mer, paramètres physiques et métalliques, spectrophotométrie, interaction, .... la solubilité des gaz. Elle favorise aussi l'auto épuration et accroit la vitesse de sédimentation, ce qui peut présenter un intérêt dans les stations d'épuration (Djermakoye,. 2005). ..... atomic absorption spectrometry. J.

  15. Regards sur la matière des quantas et des choses

    CERN Document Server

    Espagnat, Bernard d'

    1993-01-01

    La physique quantique n'est pas seulement à la base de nombreuses inventions de pointe. Elle constitue aussi une révolution conceptuelle de grande ampleur.Bien que ses implications pratiques comme ses conséquences philosophiques soient immenses, la physique quantique est encore mal connue des non-spécialistes, en partie à cause des difficultés qu'il y a à exposer ses fondements.Or c'est justement la gageure réussie de cet ouvrage. En un style clair, enjoué et dépourvu d'équations, Etienne Klein nous guide dans les profondeurs de la matière. Nous découvrons avec lui des expériences aussi étranges que celle des fentes de Young ", qui montre que la matière est à la fois onde et corpuscule et que ses caractéristiques sont en partie liées... à notre propre existence en tant qu'observateur humain! Après avoir pris connaissance de paradoxes surprenants comme celui du chat de Schrödinger _ un chat à la fois mort et vivant! _ nous abordons la mystérieuse question de la " non-séparabilité ", s...

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1967-10-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

  19. Modelisation et simulation de pyrolyse de pneus usages dans des reacteurs de laboratoire et industriel

    Science.gov (United States)

    Lanteigne, Jean-Remi

    The present thesis covers an applied study on tire pyrolysis. The main objective is to develop tools to allow predicting the production and the quality of oil from tire pyrolysis. The first research objective consisted in modelling the kinetics of tires pyrolysis in a reactor, namely an industrial rotary drum operating in batch mode. A literature review performed later demonstrated that almost all kinetics models developed to represent tire pyrolysis could not represent the actual industrial process with enough accuracy. Among the families of kinetics models for pyrolysis, three have been identified: models with one single global reaction, models with multiple combined parallel reactions, and models with multiple parallel and series reactions. It was observed that these models show limitations. In the models with one single global reaction and with multiple parallels reactions, the production of each individual pyrolytic product cannot be predicted, but only for combined volatiles. Morevoer, the mass term in the kinetics refers to the final char weight (Winfinity) that varies with pyrolysis conditions, which yields less robust models. Also, despite the fact that models with multiple parallels and series reactions can predict the rate of production for each pyrolysis product, the selectivities are determined for operating temperatures instead of real mass temperatures, giving models for which parameters tuning is not adequate when used at the industrial scale. A new kinetics model has been developed, allowing predicting the rate of production of noncondensable gas, oil, and char from tire pyrolysis. The novelty of this model is the consideration of intrinsic selectivities for each product as a function of temperature. This hypothesis has been assumed valid considering that in the industrial pyrolysis process, pyrolysis kinetics is limiting. The developed model considers individual kinetics for each of the three pyrolytic products proportional to the global decomposition kinetics of pyrolysables. The simulation with data obtained in industrial operation showed the robustness of the model to predict with accuracy in transient regime, tires pyrolysis, with the help of model parameters obtained at laboratory scale, namely in regards of the trigger of production, the residence time of tires (dynamic production) and the amount of oil produced (cumulative yield). It is a novel way to model pyrolysis that could be extrapolated to new waste materials. The second objective of this doctoral research was to determine the evolution of specific tires specific heat during pyrolysis and the enthalpy of pyrolysis. The origin of this objective comes from a primary contradiction. With few exceptions, it is acknowledged that organic materials pyrolysis is globally an endothermic phenomenon. At the opposite, all experiments led with laboratory apparatuses such as DSC (Differential Scanning Calorimetry) showed exothermic peaks during dynamic experiments (constant heating rate). It has been confirmed by results obtained at the industrial scale, where no sign of exothermicity has been observed. The Hess Law has also confirmed these results, that globally, pyrolysis is indeed a completely endothermic process. An accurate energy balance is required to predict mass temperature during pyrolysis, this parameter being unbindable from kinetics. An advanced investigation of char first allowed demonstrating that specific heat of solids during pyrolysis decreases with increasing temperature until the weight loss peak is reached, around 400°C, and then starts increasing again. This observation, combined with the fact that the sample loses weight during pyrolysis is considered as the major cause of the apparition of an exothermic peak in laboratory scale experiments. That is, the control system of these apparatuses generates a bias and an unavoidable overheat of the samples producing this exothermic behavior. It would thus be an artifact. On the base of new data on the evolution of global specific heat during pyrolysis, a model of the energy balance has been developed at the industrial scale to determine the enthalpy of pyrolysis. The simulation has shown that a major part of the heat transferred to the pyrolized mass would make its temperature increase. Next, an enthalpy of pyrolysis dependent of weight loss was obtained. Finally, two other terms of enthalpy have been found, namely an enthalpy for the breakage of sulfur bridges and an enthalpy for the stabilization of char when conversion approaches completion. This research will have allowed establishing a novel general methodology to determine the enthalpy of pyrolysis. More particularly, new clarifications hasve been obtained in regards to the evolution of specific heat of solids during pyrolysis and new enthalpies of pyrolysis, all endothermic, could be obtained, in agreement with the theoretical expectations. The third research objective concerned the behavior of sulfur during tires pyrolysis. With as a premise that sulfur is an intrinsic contaminant of many types of waste, it is critical to clarify its fate during pyrolysis, in the present case for waste tires. It has been observed in the literature that some quantitative analyses had been presented, but generally, the mechanisms for the distribution of sulfur within the pyrolytic products remain unclear. Thus, it was then not possible to predict the transfer of sulfur to each of the tire pyrolysis products. The results taken form literature have been complemented with a series of TGA experiments followed by complete elemental analyses of the residual solids. Mass balances have been performed in order to characterize the distribution of elements within the three products (noncondensable gas, oil, and char). A novel parameter has been created during this research: the sulfur loss selectivity. This intrinsic selectivity is a prediction of the distribution of sulfur within the pyrolysis products as a function of temperature. Three phenomena has been identified that could affect the sulfur loss selectivity. First, the natural devolatilization of sulfur due to pyrolysis. Next, the sulfur devolatilization due to the desulfurization of the solid matrix by hydrogen and finally, the clustering of sulfur in the solid state due to metal sulfidation (zinc and iron). The results have shown that this selectivity reach a limit value of 1 when pyrolysis is limited by the kinetics and in the absence of metal. When the mass transfer is limiting at low temperature (<500°C) the selectivity will be greater than 1. At a temperature over 350°C with the presence of metals, the selectivity will be lower than 1. It is a useful tool for industrial pyrolysis processes, being a novel indicator for the distribution of contaminants during the pyrolysis of waste. A better comprehension of these mechanisms allows elaborating a better strategy when designing these industrial processes. For example, in light of this research, it could be preferable to pre-treat the tires at lower temperature to eliminate a significant part of sulfur before pyrolyzing them at high temperature. The resulting pyrolytic products would then necessitate a lighter purification post-treatment, being more efficient and more economical.

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1955-07-01

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

  1. The hydraulics of the pressurized water reactors; L'hydraulique des reacteurs a eau pressurisee

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Bouchter, J.C. [CEA Cadarache, SMET, 13 - Saint-Paul-lez-Durance (France); Barbier, D. [CEA/Grenoble, Dept. de Thermohydraulique et de Physique, DTP/SH2C, 38 (France); Caruso, A. [Electricite de France, Service Etudes et Projets Thermiques et Nucleaires, 75 - Paris (France)] [and others

    1999-07-02

    The SFEN organized, the 10 june 1999 at Paris, a meeting in the domain of the PWR hydraulics and in particular the hydraulic phenomena concerning the vessel and the vapor generators. The papers presented showed the importance of the industrial stakes with their associated phenomena: cores performance and safety with the more homogenous cooling system, the rods and the control rods wear, the temperature control, the fluid-structure interactions. A great part was also devoted to the progresses in the domain of the numerical simulation and the models and algorithms qualification. (A.L.B.)

  2. La forme de l’espace, des trous noirs à l’Univers chiffonné

    CERN Multimedia

    CERN. Geneva

    2006-01-01

    Trous noirs, forme de l’Univers, structure de l’espace-temps… Décrire la forme de notre espace a toujours mis en jeu de nombreux modèles géométriques, chacun impliquant une théorie physique sous-jacente. L'un des grands défis de la physique fondamentale du XXIe siècle est de visualiser la distorsion de l’espace-temps, engendrée par les champs gravitationnels et quantiques. La conférence sera illustrée par de spectaculaires animations issues de simulations d'ordinateur.

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1959-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

  5. The influence of exercise identity and social physique anxiety on exercise dependence.

    Science.gov (United States)

    Cook, Brian; Karr, Trisha M; Zunker, Christie; Mitchell, James E; Thompson, Ron; Sherman, Roberta; Erickson, Ann; Cao, Li; Crosby, Ross D

    2015-09-01

    Previous research has identified exercise identity and social physique anxiety as two independent factors that are associated with exercise dependence. The purpose of our study was to investigate the unique and interactive effect of these two known correlates of exercise dependence in a sample of 1,766 female runners. Regression analyses tested the main effects of exercise identity and social physique anxiety on exercise dependence. An interaction term was calculated to examine the potential moderating effect of social physique anxiety on the exercise identity and exercise dependence relationship. Results indicate a main effect for exercise identity and social physique anxiety on exercise dependence; and the interaction of these factors explained exercise dependence scores beyond the independent effects. Thus, social physique anxiety acted as a moderator in the exercise identity and exercise dependence relationship. Our results indicate that individuals who strongly identify themselves as an exerciser and also endorse a high degree of social physique anxiety may be at risk for developing exercise dependence. Our study supports previous research which has examined factors that may contribute to the development of exercise dependence and also suggests a previously unknown moderating relationship for social physique anxiety on exercise dependence.

  6. Gestion documentaire des dossiers mixtes : méthodes et outils dans une approche-métier

    OpenAIRE

    Monfort, Alice

    2015-01-01

    Comment gérer de façon efficiente les dossiers mixtes où coexistent des documents physiques et des documents électroniques ? Après avoir exploré la notion de dossier dans les environnements physique et électronique, ce mémoire tente d'identifier des solutions de gestion documentaire permettant de répondre aux spécificités des dossiers dont les supports sont hétérogènes en s'appuyant sur une approche-métier à travers l'étude du dossier individuel de salarié et du dossier relatif à l'immeuble....

  7. Renforcer la résilience grâce à des mesures de lutte contre les ...

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

    ethnicité, le statut socioéconomique, l'âge et la capacité physique ont une incidence sur la façon dont les personnes ressentent les effets des changements climatiques et s'adaptent à leurs répercussions. Bien que les femmes, les ...

  8. Exercise Motivation and Social Physique Anxiety In Adolescents

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Alvaro Sicilia

    2014-01-01

    Full Text Available Based on self-determination theory (SDT, the goal of this study was to analyze the relation between satisfaction of basic psychological needs, types of motivation to exercise, and social physique anxiety (SPA. Participants in the study were 398 secondary education students, aged between 12 and 19 years, who completed questionnaires that measured the variables of interest. The results of multiple mediation analysis revealed that satisfaction of the need for competence negatively predicted SPA, both directly and indirectly through the mediation of integrated, identified, and external regulations. Introjected regulation also positively predicted SPA. Gender and body mass index (BMI affected the relationships analyzed and were also shown to predict SPA. The results of this study further our understanding of the motivational process that explains SPA in adolescents within an exercise context, showing the positive influence of perceived competence and types of self-determined motivation to reduce SPA.

  9. Physique du deuil. Note sur la dernière vie de Roland Barthes

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Maïté Snauwaert

    2013-03-01

    Full Text Available Les remarques sur la tenue de la maison et du corps dans le quotidien domestique, conçue comme une éthique de la fidélité à la mère récemment disparue, apparaissent dans l’écrit privé du Journal de deuil de Roland Barthes comme un écho des observations faites dans le cours sur La préparation du roman. Participant d’une physique du vivre et de l’habiter qui met l’accent sur l’entretien quotidien du lieu, le silence et la difficulté de tout voyage, les « notations » du journal rendent compte de la condensation dans le corps de l’épreuve du deuil, et de la prise de conscience d’un dernier âge de la vie.In the personal writings of Journal de deuil, Roland Barthes’ remarks regarding the maintenance of the home and body are conceived of as an ethic of faithfulness to his recently deceased mother. They are considered in this article as an echo to the observations he makes during his lectures in the course La préparation du roman. Both emphasize the physicality of everyday life and the role played by one’s relationship to the home. By stressing the necessity of silence and the difficulties of leaving “the apartment”, the brief “notations” in the diary translate the physical concentration of the mourning experience, as well as the emergent understanding of a final stage of life.

  10. TENDANCES ACTUELLES EN MARKETING DES SERVICES

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    George NICULESCU

    2010-09-01

    Full Text Available Les activités de services sont difficiles à gérer dans le cadre du marketing-mix traditionnel car, contrairement aux biens tangibles produits la qualité des services est très dépendante de facteurs personnels. De même, la nature intangible des services n’est pas prise en compte dans la plupart des analyses du marketing-mix. Par exemple, la distribution physique ne coïncide pas avec la distribution d’éléments invisibles et la politique de communication de l’approche traditionnelle du marketingmix (4P’s ne reconnaît pas la communication des services établie sur le lieu de rencontre entre le personnel de contact de la firme et les clients. Même si les opinions sont partagées et que le débat n’est pas clos, on peut considérer que des éléments supplémentaires s’imposent pour élaborer un marketing qui permette de satisfaire les attentes des parties contractantes de la façon la plus satisfaisante possible

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1960-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

  14. Guy Wormser: "La physique des particules se décidera au CERN"

    CERN Multimedia

    Daninos, Franck

    2006-01-01

    It's under the aegis of CERN, European Organisation for Nuclear Research, that particle physics programs for Europe will be now planned. European physicists met in Orsay, so that the characteristic of their work is taken into account

  15. Physical modelling of interactions between interfaces and turbulence; Modelisation physique des interactions entre interfaces et turbulence

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Toutant, A

    2006-12-15

    The complex interactions between interfaces and turbulence strongly impact the flow properties. Unfortunately, Direct Numerical Simulations (DNS) have to entail a number of degrees of freedom proportional to the third power of the Reynolds number to correctly describe the flow behaviour. This extremely hard constraint makes it impossible to use DNS for industrial applications. Our strategy consists in using and improving DNS method in order to develop the Interfaces and Sub-grid Scales concept. ISS is a two-phase equivalent to the single-phase Large Eddy Simulation (LES) concept. The challenge of ISS is to integrate the two-way coupling phenomenon into sub-grid models. Applying a space filter, we have exhibited correlations or sub-grid terms that require closures. We have shown that, in two-phase flows, the presence of a discontinuity leads to specific sub-grid terms. Comparing the maximum of the norm of the sub-grid terms with the maximum of the norm of the advection tensor, we have found that sub-grid terms related to interfacial forces and viscous effect are negligible. Consequently, in the momentum balance, only the sub-grid terms related to inertia have to be closed. Thanks to a priori tests performed on several DNS data, we demonstrate that the scale similarity hypothesis, reinterpreted near discontinuity, provides sub-grid models that take into account the two-way coupling phenomenon. These models correspond to the first step of our work. Indeed, in this step, interfaces are smooth and, interactions between interfaces and turbulence occur in a transition zone where each physical variable varies sharply but continuously. The next challenge has been to determine the jump conditions across the sharp equivalent interface corresponding to the sub-grid models of the transition zone. We have used the matched asymptotic expansion method to obtain the jump conditions. The first tests on the velocity of the sharp equivalent interface are very promising (author)

  16. Thermonuclear plasma physic: inertial confinement fusion; Physique des plasmas thermonucleaires: la fusion par confinement inertiel

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Bayer, Ch.; Juraszek, D

    2001-07-01

    Inertial Confinement Fusion (ICF) is an approach to thermonuclear fusion in which the fuel contained in a spherical capsule is strongly compressed and heated to achieve ignition and burn. The released thermonuclear energy can be much higher than the driver energy, making energetic applications attractive. Many complex physical phenomena are involved by the compression process, but it is possible to use simple analytical models to analyze the main critical points. We first determine the conditions to obtain fuel ignition. High thermonuclear gains are achieved if only a small fraction of the fuel called hot spot is used to trigger burn in the main fuel compressed on a low isentrope. A simple hot spot model will be described. The high pressure needed to drive the capsule compression are obtained by the ablation process. A simple Rocket model describe the main features of the implosion phase. Several parameters have to be controlled during the compression: irradiation symmetry, hydrodynamical stability and when the driver is a laser, the problems arising from interaction of the EM wave with the plasma. Two different schemes are examined: Indirect Drive which uses X-ray generated in a cavity to drive the implosion and the Fast Ignitor concept using a ultra intense laser beam to create the hot spot. At the end we present the Laser Megajoule (LMJ) project. LMJ is scaled to a thermonuclear gain of the order of ten. (authors)

  17. 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)

  18. La Physique des autres projets
    Les neutrinos et les muons - Partie I

    CERN Multimedia

    CERN. Geneva

    2004-01-01

    Un autre programme de R&D mené de manière très active à travers le monde (mais pas au CERN) concerne la production intense de muons et de neutrinos, en vue de l'exploitation de collisionneurs à muons de précision ou de haute énergie, et d'usines ou de super-faisceaux de neutrinos. Ce programme d'avant-garde ambitieux et ses motivations scientifiques seront discutés.

  19. Optimisation des proprietes physiques d'un composite carbone epoxy fabrique par le procede RFI

    Science.gov (United States)

    Koanda, Mahamat Mamadou Lamine

    The RFI (Resin Film Infusion) process is a composite materials manufacturing process. Especially known for the small investment it requires, RFI processes are more and more widely used in the aeronautical industry. However a number of aspects of this process are still not well controlled. The quality of the final part depends on which process is used. In the case of RFI, controlling physical characteristics such as thickness, fiber volume fraction or void content remains a major challenge. This dissertation deals with the optimization of the physical properties of a carbon composite manufactured with RFI processes. The ASTMD3171 and ASTMD792 standards were used to measure the void content and fiber volume fraction. First, we introduced different layup sequences in the RFI process and evaluate their impact on the physical properties of the final product. The experiments show the primary mode A, with the resin film at the bottom, resulting in much better quality with controlled fiber volume fraction and void content. Mode B (film in the symmetrical plane) yields results identical to mode A except more irregular thicknesses. Mode C (symmetrical film in the laminate) produces locally unacceptable void contents. Mode D (resin film on the top of the laminate) yields much better results than mode A with the exception of the more irregular thicknesses. Making gaps and overlaps with the resin film has negative effects beyond 2.54cm (one inch) and should be avoided. Several C-scan observations of the manufactured samples showed a large accumulation of porosity in the resin rich areas, as well as surface defects. Ultimately we analyzed the cure cycle in light of the thermodynamic porosity models. It is evident that the diffusion phenomenon is essential in this process. Therefore a better conditioning of the resin film made by Cytec is required. An optimal design with a cycle stop and pressure lag yields the optimal cure cycle for the RFI process.

  20. Physics and technical development of accelerators; Physique et technique des accelerateurs

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    2000-03-01

    About 90 registered participants delivered more than 40 scientific papers. A great part of these presentations were of general interest about running projects such as CIME accelerator at Ganil, IPHI (high intensity proton injector), ESRF (European source of synchrotron radiation), LHC (large hadron collider), ELYSE accelerator at Orsay, AIRIX, and VIVITRON tandem accelerator. Other presentations highlighted the latest technological developments of accelerator components: superconducting cavities, power klystrons, high current injectors..

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1958-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1955-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-04-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

  5. Body physique and proportionality of Brazilian female artistic gymnasts.

    Science.gov (United States)

    Bacciotti, Sarita; Baxter-Jones, Adam; Gaya, Adroaldo; Maia, José

    2018-04-01

    This study aimed to identify physique characteristics (anthropometry, somatotype, body proportionality) of Brazilian female artistic gymnasts, and to compare them across competitive levels (sub-elite versus non-elite) within competitive age-categories. Two hundred forty-nine female gymnasts (68 sub-elite; 181 non-elite) from 26 Brazilian gymnastics clubs, aged 9-20 years and split into four age-categories, were sampled. Gymnasts were assessed for 16 anthropometric traits (height, weight, lengths, widths, girths, and skinfolds); somatotype was determined according to Heath-Carter method, body fat was estimated by bioimpedance, and proportionality was computed based on the z-phantom strategy. Non-elite and sub-elite gymnasts had similar values in anthropometric characteristics, however non-elite had higher fat folds in all age-categories (P < 0.01). In general, mesomorphy was the salient somatotype component in all age-categories, and an increase in endomorphy, followed by a decrease in ectomorphy across age was observed. Regarding proportionality, profile similarity was found between sub-elite and non-elite within age-categories. In conclusion results suggest the presence of a typical gymnast's physical prototype across age and competitive level, which can be useful to coaches during their selection processes in clubs and regional/national teams.

  6. La physique et la vie: Quand des enseignants rencontrent des chercheurs, à l'initiative d'EIROforum

    CERN Multimedia

    CERN Press Office. Geneva

    2003-01-01

    More than 400 selected delegates from 22 European countries will take part in Physics on Stage 3, organised by the EIROforum research organisations (CERN, EFDA, EMBL, ESA, ESO, ESRF, ILL) at ESA's ESTEC site in The Netherlands (1 page).

  7. Physique et humanités scientifiques. Autour de la réforme de l'enseignement de 1902. Études et documents

    OpenAIRE

    Tiberghien, Andrée

    2006-01-01

    Cet ouvrage porte sur la réforme de l'enseignement expérimental de la physique et de la chimie pour plus de 60 ans. Une première partie analyse cette réforme et la seconde comporte des documents originaux. Dans l'esprit de cette réforme, les sciences doivent désormais faire partie de la culture, on parle d'« humanités scientifiques ». Les concepteurs introduisent un renouveau pédagogique où l'expérience et la méthode inductive ont une place prépondérante. Ce livre met en évidence de façon trè...

  8. Limitations of Ir{sup 192} as a Radiographic Source for the Control of Reactor Pressure-Vessels; Limitations de {sup 192}Ir en Tant que Source pour l'Examen Radiographique des Caissons Etanches de Reacteurs; Nedostatki Iridiya-192 v kachestveradiograficheskogo istochnika dlya kontrolya za korpusami reaktorov vysokogodavleniya; Limitaciones del {sup 192}Ir como Fuente Radiografica en el Control de Recipientes de Presion para Reactores

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Horvat, D. [Nuclear Institute ' ' J. Stefan' ' Ljubljana, Yugoslavia (Slovenia)

    1965-09-15

    des etudes faites par l'auteur montrent que, pour ce qui est de la qualite des radiographies,{sup 192}Ir presente un avantage tres net sur {sup 60}Co, meme pour des epaisseurs d'acier irradie superieures a 80 mm. Dans la pratique, l'emploi de {sup 192}Ir est limite parce qu'il faut un temps d'exposition tres long ou une source tres intense. Des diagrammes donnent, en fonction de l'activite specifique de la source, le temps d'exposition necessaire pour radiographier une soudure de 10 cm; ces diagrammes montrent que, compte tenu des activites specifiques que l'on peut obtenir dans la pratique, il faut des sources de l'ordre du kilocurie pour des epaisseurs plus importantes. Pour de telles sources, l'auto-absorption peut devenir un facteur important. Onanalysel'influence de l'auto-absorption, qui reduit l'efficacite de la source, et l'effet de filtration dans la source en determinant l'augmentation correspondante de l'epaisseur d'acier irradie et en calculant le coefficient reel d'absorption lineique en fonction des dimensions de la source et de l'epaisseur d'acier irradie. Meme lorsque les dimensions de la source sont relativement importantes, l'effet de filtration ne diminue pas le coefficient reel d'absorption lineique au point de faire disparaitre l'avantage de {sup 192}Ir sur {sup 60}Co quant a la qualite de la radiographie. L'auteur examine les possibilites d'amelioration grace a. une forme nouvelle des sources. Ces nouvelles sources donnent, dans le cas de faisceaux primaires etroits, des dimensions efficaces plus reduites et permettent de diminuer la distance source-film. Un autre avantage de {sup 192}Ir ressort nettement des diagrammes donnant le poids des appareils de radiographie avec {sup 192}Ir et {sup 60}Co, compte tenu de l'intensite de la source dans chaque cas pour obtenir un meme temps d'exposition. L'auteur discute les desavantages de {sup 192}Ir sur le plan economique, du fait de sa courte periode; sur ce meme plan, il compare approximativement

  9. The Effect of Muscle Dysmorphia and Social Physique Anxiety on the Use of Supplements and Drugs

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Yadollah Khorramabady

    2017-09-01

    Full Text Available Background The use of dietary supplements and drugs to improve performance and physical appearance has recently increased among professional and recreational ‎athletes. Literature shows that bodybuilders, more than other athletes use supplements and drugs. Objectives This study aims to predict the use of supplements and drugs by muscle dysmorphia and social physique anxiety variables among Hamedan bodybuilders. Methods This cross-sectional investigation was conducted with 438 bodybuilders in Hamedan province. For collecting data, we used a demographic questionnaire, muscle dysmorphia scale, and social ‎physique anxiety scale. Results The results showed that 79.2% of the subjects used supplements, and vitamins (22.1% and protein powders (21.9% had the highest rates of use among supplements. Moreover, 145 subjects (33.1% used drugs, and steroid derivatives (16.2% and peptide hormones and growth factors (12.6% had the highest rates of use among drugs. The results of t-test showed that muscle dysmorphia and social physique anxiety were significantly higher in the subjects who used supplements and drugs than those who did not. Additionally, the results of logistic regression indicated that muscle dysmorphia and social physique anxiety can predict the likelihood of drug abuse. Conclusions The present study provides novel findings of the effect of social physique anxiety and muscle ‎dysmorphia on nutritional supplement and drugs use among bodybuilders. ‎

  10. Impact de la preparation des anodes crues et des conditions de cuisson sur la fissuration dans des anodes denses

    Science.gov (United States)

    Amrani, Salah

    fabriquees industriellement. Cette technique a consiste a determiner le profil des differentes proprietes physiques. En effet, la methode basee sur la mesure de la distribution de la resistivite electrique sur la totalite de l'echantillon est la technique qui a ete utilisee pour localiser la fissuration et les macro-pores. La microscopie optique et l'analyse d'image ont, quant a elles, permis de caracteriser les zones fissurees tout en determinant la structure des echantillons analyses a l'echelle microscopique. D'autres tests ont ete menes, et ils ont consiste a etudier des echantillons cylindriques d'anodes de 50 mm de diametre et de 130 mm de longueur. Ces derniers ont ete cuits dans un four a UQAC a differents taux de chauffage dans le but de pouvoir determiner l'influence des parametres de cuisson sur la formation de la fissuration dans ce genre de carottes. La caracterisation des echantillons d'anodes cuites a ete faite a l'aide de la microscopie electronique a balayage et de l'ultrason. La derniere partie des travaux realises a l'UQAC contient une etude sur la caracterisation des anodes fabriquees au laboratoire sous differentes conditions d'operation. L'evolution de la qualite de ces anodes a ete faite par l'utilisation de plusieurs techniques. L'evolution de la temperature de refroidissement des anodes crues de laboratoire a ete mesuree; et un modele mathematique a ete developpe et valide avec les donnees experimentales. Cela a pour objectif d'estimer la vitesse de refroidissement ainsi que le stress thermique. Toutes les anodes fabriquees ont ete caracterisees avant la cuisson par la determination de certaines proprietes physiques (resistivite electrique, densite apparente, densite optique et pourcentage de defauts). La tomographie et la distribution de la resistivite electrique, qui sont des techniques non destructives, ont ete employees pour evaluer les defauts internes des anodes. Pendant la cuisson des anodes de laboratoire, l'evolution de la resistivite

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

  12. Citations des ressources électroniques dans les publications scientifiques : analyse comparée et stratégie des liens

    OpenAIRE

    Chartron , Ghislaine; Caillon , Elisabeth

    2008-01-01

    International audience; Cette communication s'intéresse aux nouvelles dimensions de la citation dans les textes scientifiques dans le contexte numérique. A l'appui d'une étude exploratoire quantitative menée fin 2007 et début 2008 dans le domaine de la biologie moléculaire, de la physique appliquée et de l'économie-gestion, les résultats montrent une faible intégration de ressources Web dans les textes (en dehors des versions en ligne des vecteurs traditionnels), sauf pour la biologie molécul...

  13. LHC : sur la piste des mysteres de l`Univers par Michael Doser

    CERN Multimedia

    CERN. Geneva

    2007-01-01

    Le CERN, le plus grand centre en physique des particules au monde, va mettre en service le Grand collisionneur de hadrons (Large Hadron Collider), le LHC. Cette machine, le plus grand rouage du complexe d’accélérateurs du CERN, doit répondre aux énigmes qui subsistent sur les briques élémentaires de la matière et l’histoire de l’Univers.

  14. Caractéristiques physico-chimiques de l'eau des puits dans la ...

    African Journals Online (AJOL)

    Objectif : L'objectif de cette étude est d'évaluer la qualité de l'eau des puits à partir de ses caractéristiques physico-chimiques dans la commune de Pobè. Méthodologie et résultats : L'étude entreprise entre juin 2012 et mars 2013 a permis de mesurer au niveau de quinze puits les paramètres physiques tels que le pH, ...

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1958-07-01

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

  16. Exercise dependence, social physique anxiety, and social support in experienced and inexperienced bodybuilders and weightlifters

    Science.gov (United States)

    Hurst, R.; Hale, B.; Smith, D.; Collins, D.

    2000-01-01

    Objectives—To investigate psychological correlates of exercise dependence in experienced and inexperienced bodybuilders and weightlifters. Secondary objectives included measuring social physique anxiety, bodybuilding identity, and social support among bodybuilders and weightlifters. Methods—Thirty five experienced bodybuilders, 31 inexperienced bodybuilders, and 23 weightlifters completed the bodybuilding dependence scale, a bodybuilding version of the athletic identity measurement scale, the social physique anxiety scale, and an adapted version of the social support survey-clinical form. Results—A between subjects multivariate analysis of variance was calculated on the scores of the three groups of lifters for the four questionnaires. Univariate F tests and follow up tests indicated that experienced bodybuilders scored significantly higher than inexperienced bodybuilders and weightlifters on bodybuilding dependence (pbodybuilding identity (pbodybuilders exhibit more exercise dependence, show greater social support behaviour, and experience less social physique anxiety than inexperienced bodybuilders and weightlifters. Key Words: bodybuilding; exercise dependence; social physical anxiety; social support; athletic identity PMID:11131230

  17. Search for signals of new physics in particle physics and cosmology; Recherche de signaux de nouvelle physique en physique des particules et en cosmologie

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Virey, J M

    2007-12-15

    The author reviews his contributions in particle physics and cosmology. The first part is dedicated to the study of non standard signals collected in particle collisions. It is shown that a pure hadronic interaction, weak compared with QCD, can stay un-observed and be detected only by studying spin asymmetries. He has also studied important and unique information carried by these spin asymmetries on the chiral structure and scalar structure of new interactions. The models describing this new physics appear as low energy applications of more general models concerning sub-structures or great unification, or more specific models in supersymmetry or string theory. As an illustration he presents a study of the features of supersymmetry in cases where the R-parity is broken. The second part is dedicated to the study of cosmological parameters and particularly of the properties of black energy. It is shown that assumptions on the characteristics of the black energy have a great impact on the determination of other parameters when interpreting experimental data. Another point is the determination of constraints on the black energy from the analysis of observation data.

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

  19. The Relationship of Gender and Self-Efficacy on Social Physique Anxiety among College Students.

    Science.gov (United States)

    Rothberger, Sara M; Harris, Brandonn S; Czech, Daniel R; Melton, Bridget

    The anxiety or fear associated with physique evaluation is defined as Social Physique Anxiety (SPA). Numerous studies have examined this construct, yet a gap exists exploring this phenomenon among current college students with SPA, self-efficacy, and gender concurrently. Therefore, the purposes of this study included quantitatively analyzing the association between SPA, gender, and self-efficacy. Participants included 237 students at a Southeastern university participating in jogging, body conditioning, or weight training courses. Analysis of Variance yielded a significant main effect for self-efficacy as well, as those with lower self-efficacy displayed higher levels of SPA ( p college student population.

  20. Medically Unexplained Physical Symptoms in Military Health (Symptomes physiques medicalement inexpliques dans la sante militaire)

    Science.gov (United States)

    2017-12-01

    REPORT TR-HFM-175 Medically Unexplained Physical Symptoms in Military Health (Symptômes physiques médicalement inexpliqués dans la santé militaire...STO TECHNICAL REPORT TR-HFM-175 Medically Unexplained Physical Symptoms in Military Health (Symptômes physiques médicalement inexpliqués dans...The General Internist 10-7 10.5.1 The Health Psychologist 10-8 10.5.2 Medical Specialists 10-8 10.5.3 The Physiatrist 10-9 10.5.4 The Physical

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

  2. De l'atome au noyau une approche historique de la physique atomique et de la physique nucléaire

    CERN Document Server

    Fernandez, Bernard

    2018-01-01

    Retracer l'histoire de la physique nucléaire. Sans jargon scientifique ni formules mathématiques, il s'adresse à la fois aux lecteurs spécialisés, et à l'honnête homme.Une idée-force du livre est que jamais la théorie ne doit s'affranchir de la réalité expérimentale.

  3. Le langage des couleurs dans les films de Zhang Yimou

    OpenAIRE

    Xiaomin Giafferri

    2009-01-01

    Tout film, ou du moins tout film de fiction, est récit. Représentation visuelle et sonore, le film transpose à l’écran la réalité par un enchaînement d’images, où des traits physiques, gestes, mouvements, paysages se combinent pour former un espace de fiction. Le cinéma en tant qu’art possède un langage spécifique ; dans un film coloré, les couleurs comme moyen d’expression font partie du langage pictural. A partir de quatre films de Zhang Yimou connus en Europe, Le so...

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1968-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1968-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Parga, Clemente-Jose

    2013-09-27

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

  7. Thermal Shock Tests on UO{sub 2} Small Spheres; Essais de choc thermique sur des elements spheriques de UO{sub 2}; Ispytaniya nebol'shikh sharikov iz UO{sub 2} teplovykh udarom; Ensayo de pequenas esferas de UO{sub 2} por choque.termico

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Perona, G.; Brutto, E.; Galbusera, U.; Palladino, G.; Sesini, R. [Centro Informazioni Studi Esperienze, Milan (Italy)

    1963-11-15

    If UO{sub 2} small spheres are used as fuel in a reactor in contact with the cooler, it is necessary to know the maximum value of the thermal stress, due to the work conditions in the reactor, which the small spheres are able to withstand without breaking. These conditions can be calculated if the physical properties of the material are known. Owing to the considerable number of properties involved, and in consideration of the uncertainty which always exists in each of them, it is preferable to test directly the spheres, submitting them to the same kind of stresses that they undergo in thereactor. In this work a thermal shock method for the small spheres has been studied, while conditions are indicated in which this method can reproduce stress conditions directly comparable with those existing in the reactor. As for small spheres, the difficulty consists in producing coolings with very high values of the coefficient of surface heat transfer. The experimental methods are described and the results obtained are indicated. The application of this method seems to be very interesting particularly in the field of the technological research for improving the characteristics of the UO{sub 2} small spheres by means of additives. In fact it allows the control of the total interesting effect with a single measurement. (author) [French] Si l'on veut utiliser comme combustible dans un reacteur des elements spheriques de UO{sub 2} en contact avec le refroidisseur, il faut au prealable determiner la valeur maximum de la contrainte thermique - due aux conditions regnant dans le reacteura laquelle les elements sont capables de resister sans se fissurer. Il est possible de calculer ces conditions si l'on connait les proprietes physiques du materiau utilise. En raison du nombre important des proprietes a prendre en consideration, et compte tenu de l'incertitude qui existe toujours pour chacune d'elles, il est preferable de faire des essais thermiques en soumettant directement les

  8. Social Physique Anxiety and Intention to Be Physically Active: A Self-Determination Theory Approach

    Science.gov (United States)

    Sicilia, Álvaro; Sáenz-Alvarez, Piedad; González-Cutre, David; Ferriz, Roberto

    2016-01-01

    Purpose: Based on self-determination theory, the purpose of this study was to analyze the relationship between social physique anxiety and intention to be physically active, while taking into account the mediating effects of the basic psychological needs and behavioral regulations in exercise. Method: Having obtained parents' prior consent, 390…

  9. Examining Combinations of Social Physique Anxiety and Motivation Regulations Using Latent Profile Analysis

    Science.gov (United States)

    Ullrich-French, Sarah; Cox, Anne E.; Cooper, Brittany Rhoades

    2016-01-01

    Previous research has used cluster analysis to examine how social physique anxiety (SPA) combines with motivation in physical education. This study utilized a more advanced analytic approach, latent profile analysis (LPA), to identify profiles of SPA and motivation regulations. Students in grades 9-12 (N = 298) completed questionnaires at two time…

  10. Social Physique Anxiety and Intention to Be Physically Active: A Self-Determination Theory Approach.

    Science.gov (United States)

    Sicilia, Álvaro; Sáenz-Alvarez, Piedad; González-Cutre, David; Ferriz, Roberto

    2016-12-01

    Based on self-determination theory, the purpose of this study was to analyze the relationship between social physique anxiety and intention to be physically active, while taking into account the mediating effects of the basic psychological needs and behavioral regulations in exercise. Having obtained parents' prior consent, 390 students in secondary school (218 boys, 172 girls; M age  = 15.10 years, SD = 1.94 years) completed a self-administered questionnaire during physical education class that assessed the target variables. Preliminary analyses included means, standard deviations, and bivariate correlations among the target variables. Next, a path analysis was performed using the maximum likelihood estimation method with the bootstrapping procedure in the statistical package AMOS 19. Analysis revealed that social physique anxiety negatively predicted intention to be physically active through mediation of the basic psychological needs and the 3 autonomous forms of motivation (i.e., intrinsic motivation, integrated regulation, and identified regulation). The results suggest that social physique anxiety is an internal source of controlling influence that hinders basic psychological need satisfaction and autonomous motivation in exercise, and interventions aimed at reducing social physique anxiety could promote future exercise.

  11. Physical and Physiological Correlates of Social Physique Anxiety in College Students

    Science.gov (United States)

    Yaman, Çetin

    2017-01-01

    The purpose of the present study was to explore the relationship among social physique anxiety, physical measures such as body fat and physical self-concept. 367 (226 male and 141 female) college students ranging in age from 21 to 33 participated in the study. Participants were randomly chosen among the healthy students without any metabolic and…

  12. An Examination of Women's Self-Presentation, Social Physique Anxiety, and Setting Preferences during Injury Rehabilitation

    Science.gov (United States)

    Hall, Craig R.

    2017-01-01

    Objectives. This study investigated whether women experience self-presentational concerns related to rehabilitation settings and explored preferences for characteristics of the social and physical treatment environment in relation to women's Social Physique Anxiety (SPA). Methods. Two cross-sectional studies were conducted. In Study 1, female undergraduate students (n = 134) completed four questionnaires (Social Physique Anxiety Scale; three bespoke questionnaires assessing self-presentation in rehabilitation and social and physical environment preferences) with respect to hypothetical rehabilitation scenarios. Study 2 recruited injured women who were referred for physiotherapy (n = 62) to complete the same questionnaires regarding genuine rehabilitation scenarios. Results. Women with high SPA showed less preference for physique salient clothing than women with low SPA in both hypothetical (p = 0.001) and genuine settings (p = 0.01). In Study 2, women with high SPA also preferred that others in the clinic were female (p = 0.01) and reported significantly greater preference for private treatment spaces (p = 0.05). Conclusions. Self-presentational concerns exist in rehabilitation as in exercise settings. Results indicated inverse relationships between women's SPA and preference for the presence of men, physique-enhancing clothing, and open-concept treatment settings. Future studies to determine the effect of self-presentational concerns on treatment adherence are needed. PMID:28386484

  13. A Polytomous Item Response Theory Analysis of Social Physique Anxiety Scale

    Science.gov (United States)

    Fletcher, Richard B.; Crocker, Peter

    2014-01-01

    The present study investigated the social physique anxiety scale's factor structure and item properties using confirmatory factor analysis and item response theory. An additional aim was to identify differences in response patterns between groups (gender). A large sample of high school students aged 11-15 years (N = 1,529) consisting of n =…

  14. Social physique anxiety, obligation to exercise, and exercise choices among college students.

    Science.gov (United States)

    Chu, Hui-Wen; Bushman, Barbara A; Woodard, Rebecca J

    2008-01-01

    The authors examined relationships among social physique anxiety, obligation to exercise, and exercise choices. College students (N = 337; 200 women, 137 men) volunteered to complete 3 questionnaires: the Social Physique Anxiety Scale (SPAS), Obligatory Exercise Questionnaire (OEQ), and Physical Activity Specification Survey (PASS). On the SPAS, men (M score = 31.9 +/- 8.8) differed from women (M score = 37.3 +/- 8.3; p = .001). Men (M score = 43.0 +/- 9.9) and women (M score = 43.0 +/- 9.6) responded similarly (p = .94) on the OEQ. There was no interaction between sex and exercise level on the SPAS or OEQ. When separated by low, medium, and high SPAS scores, neither OEQ nor exercise scores differed. Obligation to exercise appears to be similar for both sexes. Women, however, appear to have higher levels of anxiety regarding how others evaluate their physique than do men. The combination of level of activity and sex do not appear to be associated with social physique anxiety or obligation to exercise.

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-11-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1967-07-01

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

  17. Study of the strength of the internal can for internally and externally cooled fuel elements intended for gas graphite reactors; Etude de la tenue de la gaine interne pour-element combustible a refroidissement interne et externe d'un reacteur graphite-gaz

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Boudouresque, B; Courcon, P; Lestiboubois, G [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1964-07-01

    The cartridge of an internally and externally cooled annular fuel element used in gas-graphite reactors is made up of an uranium fuel tube, an external can and an internal can made of magnesium alloy. For the thermal exchange between the internal can and the fuel to be satisfactory, it is necessary for the can to stay in contact with the uranium under all temperature conditions. This report, based on a theoretical study, shows how the internal can fuel gap varies during the processes of canning, charging into the reactor and thermal cycling. The following parameters are considered: tube diameter, pressure of the heat carrying gas, gas entry temperature, plasticity of the can alloy. It is shown that for all operating conditions the internal can of a 77 x 95 element, planned for a gas-graphite reactor with a 40 kg/cm{sup 2} gas pressure, should remain in contact with the fuel. (authors) [French] La cartouche d'un element combustible annulaire, a refroidissement interne et externe pour reacteur graphite-gaz, est composee d'un tube combustible en uranium, d'une gaine externe et d'une gaine interne en alliage de magnesium. Pour que l'echange thermique entre la gaine interne et le combustible soit bon, il faut que la gaine reste appliquee sur l'uranium quel que soit le regime de temperature. Cette note a pour but de montrer comment, d'apres une etude theorique, le jeu combustible-gaine interne varie au cours des operations de gainage, de chargement dans le reacteur, et des cyclages thermiques. Les parametres suivants sont etudies: diametres de tube, pression du gaz caloporteur, temperature d'entree du gaz, plasticite de l'alliage de gaine. Il est montre que, quel que soit le regime de fonctionnement, la gaine interne d'un element 77 x 95, en projet pour un reacteur graphite-gaz sous pression de 40 kg/cm{sup 2}, doit rester appliquee sur le combustible. (auteurs)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1969-07-01

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

  19. La territorialisation des politiques environnementales

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Amédée Mollard

    2010-10-01

    Full Text Available Le point de départ de cet article est la grande variabilité de la pollution nitrique diffuse de l’eau due à l’agriculture. Celle-ci dépend en particulier du climat, des types de sol et des systèmes de production agricole. Nos recherches réalisées de façon interdisciplinaire à partir de deux sites différents en France, montrent que cette hétérogénéité spatio-temporelle conditionne les pratiques agricoles mises en œuvre pour réduire la pollution au niveau de la norme admise. De ce fait, les pratiques les plus « coût-efficaces » diffèrent d’un territoire à l’autre, en fonction des caractéristiques locales. Ces résultats mettent donc en évidence une efficacité potentielle d’une territorialisation des politiques publiques. En théorie, de telles politiques sont considérées comme optimales par les économistes, car elles incitent les agents à moduler leurs efforts en fonction de la sensibilité du milieu. Mais, selon les études empiriques, cet avantage serait annulé par un coût élevé de mise en œuvre, de contrôle et de surveillance. Pour maintenir leur avantage sur des politiques uniformes, les politiques territorialisées devraient être mises en œuvre à un niveau spatial optimal. Un tel niveau devrait au minimum atteindre un compromis entre l’économie réalisée grâce à une modulation adaptée aux conditions locales et les sur-coûts dus à la décentralisation des solutions mises en œuvre. Cet article analyse la pertinence d’une prise en compte de ces spécificités par des politiques territorialisées. L’efficacité d’une régulation différenciée de la pollution nitrique est étudiée ici en évaluant l’importance de la variabilité spatiale des paramètres physiques et des coûts de la territorialisation.The paper starts with the wide variability of nonpoint water nitrogenous pollution generated by agriculture. This variability depends especially on climate, soil types and farming

  20. Development of a software for a multi-processor system aimed at the on-line control of nuclear physics experiments; Developpement de logiciel pour un systeme multiprocesseur destine au controle en ligne d'experiences de physique nucleaire

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Poggioli, Jean Renaud

    1984-03-02

    This research thesis reports the development of a software for an acquisition computer aimed at the on-line control of nuclear physics experiments. An original architecture, based on the assignment of a processor to each fundamental task, enables the implementation of a high performance system. In order to make the user free of programming constraints, the author developed a software for dynamic generation of acquisition and processing codes. These codes are created from a data base which is programmed by the user by using a language close to the physical reality. Procedures of interactive control of the experiment are thus simplified by displaying function menus on the operator terminal. The author evokes possible hardware improvements and possible extensions of the system [French] Cette these rend compte du developpement logiciel realise pour un calculateur d'acquisition destine au controle en ligne d'experiences de Physique Nucleaire. Une architecture originale, basee sur l'attribution d'un processeur a chacune des taches fondamentales permet de facon simple la mise en oeuvre d'un systeme a hautes performances. Le souci de liberer l'utilisateur des contraintes de programmation a conduit a l'elaboration d'un logiciel de generation dynamique des codes acquisition et traitement; ces derniers sont crees a partir d'une base de donnees que l'experimentateur programme a l'aide d'un langage approchant la realite physique. Les procedures de controle interactif de l'experience se trouvent simplifiees par l'affichage de menus de fonctions sur la console operateur. En conclusion sont evoquees les ameliorations materielles et les extensions possibles du systeme. (auteur)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1960-07-01

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

  2. Intégration des matériaux en terre cuite dans la valorisation des sédiments marins

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Frar Ikram

    2014-04-01

    Full Text Available L’objectif de ce travail est de valoriser les sédiments de dragage portuaire non traités des ports de Tanger et de Larache dans des matériaux de construction en terre cuite et plus précisément dans les briques. Une caractérisation complète des sédiments de dragage des ports de Tanger et de Larache a été réalisée à partir d’analyses chimiques, physiques, minéralogiques et environnementales. On a noté l’absence de pollution métallique. La suite de l’étude a consisté à élaborer des échantillons de briques à base de sédiments à l’échelle du laboratoire. Le taux de substitution optimum d’argile entrant dans la formulation des briques par les sédiments a été évalué à l’aide d’essais mécaniques. Les paramètres tels que la surface spécifique des mélanges, la porosité, l’absorption d’eau et la masse volumique apparente influençant le comportement des briques ont été déterminés.

  3. De la théorie des opérateurs aux fondements de la mécanique quantique

    CERN Document Server

    Rinkel, Jean-Marc

    2016-01-01

    Ce livre est destiné aux étudiants en sciences, mathématiques ou physiques, au niveau master. La formalisation de l’infiniment petit de la mécanique quantique est un miracle d’abstraction, d’étonnement et d’émerveillement. Autant le développement de la physique classique (mécaniques newtonienne, lagrangienne, hamiltonienne et relativités) est lié à celui de la géométrie et du calcul tensoriel, autant l’émergence et le développement de la mécanique quantique sont liés à la théorie des espaces de Hilbert et à la théorie de la mesure. Dès lors qu’une observable (ce qui est accessible à une mesure expérimentale) est représentée par un opérateur sur un espace de Hilbert, les mathématiques se chargent de construire des mesures de probabilité sur le spectre de cet opérateur et ces mesures de probabilités deviennent une réalité physique dans les lois de transition de Born. Cet ouvrage décrit de façon précise le passage des mathématiques que l’on vient d’évoquer, �...

  4. Kosmos l'épopée des particules

    CERN Document Server

    Letessier Selvon, Antoine

    2017-01-01

    À la fin du XIXe siècle, beaucoup de physiciens pensaient être arrivés au bout de leur discipline. La gravitation de Newton, la thermodynamique de Carnot, les équations de Maxwell : on pensait avoir tout compris ou presque. Il restait bien quelques observations inexpliquées, que l'on pensait être des points de détail. Il n'en était rien. . Au tout début du XXe siècle un phénomène anodin allait conduire les physiciens à la découverte des rayons cosmiques, ces particules extra-terrestres qui bombardent la Terre. Leur étude va les accompagner pendant près d'un siècle et les aider à formuler, à comprendre et à mettre en lumière de nouvelles théories. Pas à pas, l'observation attentive de ces rayons et de leurs propriétés nous guide vers d'étonnantes découvertes comme celle de l'antimatière. Peu à peu, le monde de la physique quantique s'ouvre à nous, servant de base arrière à la physique fondamentale moderne, et repoussant sans cesse les limites de nos connaissances. . C'est cette...

  5. Dans le tourbillon des particules

    CERN Document Server

    Zito, Marco

    2015-01-01

    Accélérateurs géants, détecteurs complexes, particules énigmatiques... La physique subatomique peut sembler bien intimidante pour le novice. Et pourtant, qui n a jamais entendu parler du boson de Higgs et du CERN, le laboratoire européen où il a été découvert en 2012 ? Nul besoin d être un spécialiste pour comprendre de quoi il s agit. Aujourd hui, une théorie extraordinairement élégante, le Modèle Standard, décrit tous les résultats des expériences dans le domaine. Trente-sept particules élémentaires et quatre forces fondamentales : c est tout ce dont nous avons besoin pour expliquer la matière et l Univers ! Ce livre, destiné à un large public, raconte sans équations le long parcours qui a abouti au Modèle Standard. Ce parcours, parfois sinueux, a été entamé lorsque les Grecs anciens, et peut-être d autres avant eux, ont imaginé que la matière est composée de petites « billes ». Il faudra attendre plusieurs siècles pour qu on réalise que la matière, à l échelle micros...

  6. 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.

  7. Applications magnétoélectriques des supraconducteurs

    CERN Document Server

    Mangin, Philippe

    2018-01-01

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

  8. Applications magnétoélectriques des supraconducteurs

    CERN Document Server

    Mangin, Philippe

    2018-01-01

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

  9. Emotional Intelligence Construct; a Missing Link in Explanation of Social Physique Anxiety

    OpenAIRE

    Mohammad Abbaszadeh; Marzieh Mokhtari

    2014-01-01

    Introduction In contemporary society, the mass media emphasizes the importance of physical appearance and provides unattainable standards of beauty which may lead to mental health and social problems for people, especially young women. Social physique anxiety is one of these mental disorders which can occur as the result of these social pressures. This anxiety arises when a person thinks that his or her body is evaluated negatively. Various issues may happen because of anxiety, so trying t...

  10. What?s in a Surname? Physique, Aptitude, and Sports Type Comparisons between Tailors and Smiths

    OpenAIRE

    Voracek, Martin; Rieder, Stephan; Stieger, Stefan; Swami, Viren

    2015-01-01

    Combined heredity of surnames and physique, coupled with past marriage patterns and trade-specific physical aptitude and selection factors, may have led to differential assortment of bodily characteristics among present-day men with specific trade-reflecting surnames (Tailor vs. Smith). Two studies reported here were partially consistent with this genetic-social hypothesis, first proposed by Bäumler (1980). Study 1 (N = 224) indicated significantly higher self-rated physical aptitude for prot...

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1960-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1960-07-01

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

  13. What’s in a Surname? Physique, Aptitude, and Sports Type Comparisons between Tailors and Smiths

    Science.gov (United States)

    Voracek, Martin; Rieder, Stephan; Stieger, Stefan; Swami, Viren

    2015-01-01

    Combined heredity of surnames and physique, coupled with past marriage patterns and trade-specific physical aptitude and selection factors, may have led to differential assortment of bodily characteristics among present-day men with specific trade-reflecting surnames (Tailor vs. Smith). Two studies reported here were partially consistent with this genetic-social hypothesis, first proposed by Bäumler (1980). Study 1 (N = 224) indicated significantly higher self-rated physical aptitude for prototypically strength-related activities (professions, sports, hobbies) in a random sample of Smiths. The counterpart effect (higher aptitude for dexterity-related activities among Tailors) was directionally correct, but not significant, and Tailor-Smith differences in basic physique variables were nil. Study 2 examined two large total-population-of-interest datasets (Austria/Germany combined, and UK: N = 7001 and 20532) of men’s national high-score lists for track-and-field events requiring different physiques. In both datasets, proportions of Smiths significantly increased from light-stature over medium-stature to heavy-stature sports categories. The predicted counterpart effect (decreasing prevalences of Tailors along these categories) was not supported. Related prior findings, the viability of possible alternative interpretations of the evidence (differential positive selection for trades and occupations, differential endogamy and assortative mating patterns, implicit egotism effects), and directions for further inquiry are discussed in conclusion. PMID:26161803

  14. What's in a Surname? Physique, Aptitude, and Sports Type Comparisons between Tailors and Smiths.

    Science.gov (United States)

    Voracek, Martin; Rieder, Stephan; Stieger, Stefan; Swami, Viren

    2015-01-01

    Combined heredity of surnames and physique, coupled with past marriage patterns and trade-specific physical aptitude and selection factors, may have led to differential assortment of bodily characteristics among present-day men with specific trade-reflecting surnames (Tailor vs. Smith). Two studies reported here were partially consistent with this genetic-social hypothesis, first proposed by Bäumler (1980). Study 1 (N = 224) indicated significantly higher self-rated physical aptitude for prototypically strength-related activities (professions, sports, hobbies) in a random sample of Smiths. The counterpart effect (higher aptitude for dexterity-related activities among Tailors) was directionally correct, but not significant, and Tailor-Smith differences in basic physique variables were nil. Study 2 examined two large total-population-of-interest datasets (Austria/Germany combined, and UK: N = 7001 and 20,532) of men's national high-score lists for track-and-field events requiring different physiques. In both datasets, proportions of Smiths significantly increased from light-stature over medium-stature to heavy-stature sports categories. The predicted counterpart effect (decreasing prevalences of Tailors along these categories) was not supported. Related prior findings, the viability of possible alternative interpretations of the evidence (differential positive selection for trades and occupations, differential endogamy and assortative mating patterns, implicit egotism effects), and directions for further inquiry are discussed in conclusion.

  15. Assessment of the full content of physique stereotypes with a free-response format.

    Science.gov (United States)

    Butler, J C; Ryckman, R M; Thornton, B; Bouchard, R L

    1993-04-01

    A major limitation of physique stereotyping research is that American subjects have used a restricted set of traits provided by the experimenter to evaluate endomorphs, mesomorphs, and ectomorphs. A free-response procedure was used in Study 1 to identify the full domain of traits associated with each physique. Although many of the traits identified were similar to those used in previous research, a number of new trait dimensions were uncovered. In Study 2, the large number of traits generated with the free-response format was reduced by combining synonyms. This new set of traits was placed in semantic differential format and given to a new sample of subjects to evaluate. The results paralleled those of the first study with the exception that ectomorphs were seen more favorably. This discrepancy, as well as the fact that raters listed trait antonyms within each of the three major physiques in Study 1, suggests the possibility of unique subtypes within the global stereotypes. Examples of these subtypes are proposed.

  16. What's in a Surname? Physique, Aptitude, and Sports Type Comparisons between Tailors and Smiths.

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Martin Voracek

    Full Text Available Combined heredity of surnames and physique, coupled with past marriage patterns and trade-specific physical aptitude and selection factors, may have led to differential assortment of bodily characteristics among present-day men with specific trade-reflecting surnames (Tailor vs. Smith. Two studies reported here were partially consistent with this genetic-social hypothesis, first proposed by Bäumler (1980. Study 1 (N = 224 indicated significantly higher self-rated physical aptitude for prototypically strength-related activities (professions, sports, hobbies in a random sample of Smiths. The counterpart effect (higher aptitude for dexterity-related activities among Tailors was directionally correct, but not significant, and Tailor-Smith differences in basic physique variables were nil. Study 2 examined two large total-population-of-interest datasets (Austria/Germany combined, and UK: N = 7001 and 20,532 of men's national high-score lists for track-and-field events requiring different physiques. In both datasets, proportions of Smiths significantly increased from light-stature over medium-stature to heavy-stature sports categories. The predicted counterpart effect (decreasing prevalences of Tailors along these categories was not supported. Related prior findings, the viability of possible alternative interpretations of the evidence (differential positive selection for trades and occupations, differential endogamy and assortative mating patterns, implicit egotism effects, and directions for further inquiry are discussed in conclusion.

  17. La communication des sciences sur Internet stratégies et pratiques

    CERN Document Server

    Pignard-Cheynel, Nathalie; Miège, Bernard; Pailliart, Isabelle; Picchioli, Ingrid; Salaün, Jean Michel

    2004-01-01

    Parmi les outils dont disposent les scientifiques pour communiquer et échanger leurs connaissances, la revue apparaît comme le média de référence, le support officiel et légitime des publications formelles. La revue scientifique cristallise, dans ses modes de conception, de production, de diffusion et de vente, des logiques opposées (logiques scientifique, symbolique et marchande). L’émergence d’Internet conduit à une redéfinition des rôles et des logiques qui prévalaient jusqu’alors. Nous avons envisagé cette évolution selon une double perspective : 1) l’offre et les stratégies des acteurs de l’édition scientifique, 2) les usages, et plus largement les pratiques des scientifiques, mis en évidence par l’analyse d’une communauté particulière, celle de la physique des particules. Les mouvements qui orientent le développement de la communication des sciences sur Internet se traduisent par une réorganisation du paysage de l’édition scientifique (à travers la consolidation de...

  18. Compression-absorption (resorption) refrigerating machinery. Modeling of reactors; Machine frigorifique a compression-absorption (resorption). Modelisation des reacteurs

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Lottin, O; Feidt, M; Benelmir, R [LEMTA-UHP Nancy-1, 54 - Vandoeuvre-les-Nancy (France)

    1998-12-31

    This paper is a series of transparencies presenting a comparative study of the thermal performances of different types of refrigerating machineries: di-thermal with vapor compression, tri-thermal with moto-compressor, with ejector, with free piston, adsorption-type, resorption-type, absorption-type, compression-absorption-type. A prototype of ammonia-water compression-absorption heat pump is presented and modeled. (J.S.)

  19. Compression-absorption (resorption) refrigerating machinery. Modeling of reactors; Machine frigorifique a compression-absorption (resorption). Modelisation des reacteurs

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Lottin, O.; Feidt, M.; Benelmir, R. [LEMTA-UHP Nancy-1, 54 - Vandoeuvre-les-Nancy (France)

    1997-12-31

    This paper is a series of transparencies presenting a comparative study of the thermal performances of different types of refrigerating machineries: di-thermal with vapor compression, tri-thermal with moto-compressor, with ejector, with free piston, adsorption-type, resorption-type, absorption-type, compression-absorption-type. A prototype of ammonia-water compression-absorption heat pump is presented and modeled. (J.S.)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Wohleber, X

    1997-11-17

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    2005-06-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Lelievre, F

    1998-12-11

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

  3. Results of concentration measurements of artificial radioactive aerosols in the lower atmosphere; Resultats des mesures de concentration, dans la basse atmosphere, des aerosols radioactifs artificiels

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Ardouin, B; Jehanno, C; Labeyrie, J; Lambert, G; Tanaevsky, O; Vassy, E [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1963-07-01

    This report gives the results of the measurements of artificial gross-{beta}-radioactivity in aerosols in the lower atmosphere; these measurements have been made by the Electronic Physics Service of the Electronic Department, and by the Atmospheric Physics Laboratory of the Paris Science Faculty. The measurements were begun in September 1956 and were continued in an increasing number of stations both in France and in the rest of the world. The present report deals with the period up to the end of august 1961, that is up to the end of the nuclear moratorium. After recalling the constitution and the properties of radioactive aerosols present in the atmosphere, the authors describe the measurement methods, estimate their accuracy and discuss various aspects of the results. (authors) [French] Ce rapport contient les resultats des mesures de radioactivite {beta} globale d'origine artificielle des aerosols dans la basse atmosphere, effectuees conjointement par le Service d'Electronique Physique du Departement d'Electronique et le Laboratoire de Physique de l'Atmosphere de la Faculte des Sciences de Paris. Les mesures ont commence en septembre 1956 et ont ete poursuivies dans un nombre croissant de stations, tant en France que dans le reste du monde. Le present rapport s'arrete a la fin aout 1961, c'est-a-dire au moment de la reprise des essais nucleaires. Apres avoir rappele la constitution et les proprietes des aerosols radioactifs presents dans l'atmosphere, les auteurs indiquent les methodes de mesure utilisees, evaluent leur precision et discutent les differents aspects des resultats de leurs mesures. (auteurs)

  4. Development of Non-Metallic Fuel Elements for a High-Temperature Gas-Cooled Reactor; Mise au point d'elements combustibles non metalliques pour un reacteur a haute temperature, refroidi par un gaz; Razrabotka nemetallicheskikh teplovydelyashchikh ehlementov dlya vysokotemperaturnogo reaktora s gazovym okhlazhdeniem; Elementos combustibles no metalicos para un reactor de temperatura elevada refrigerado por gas

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Liebmann, B.; Schafer, L.; Spener, G. [NUKEM, Nuklear-Chemie und -Metallurgie G.m.b.H., Wolfgang bei Hanau, Federal Republic of Germany (Germany)

    1963-11-15

    In connection with fuel element development work for the high-temperature gas-coolcd reactor of the Brown-Boveri/Krupp Reaktorbau G.m.b.H., two different fuel element concepts were considered and developed. In both cases the fuel element consists of a graphite ball of 6 cm in diam. which contains the fuel insert, a cylindrical pellet of about 20 mm in diam. and 16 mm in height. The two concepts differ in the type of the.fuel insert as well as in the preparation of the graphite ball. In the first concept the fuel insert consists of a mixture of UC{sub 2} and graphite which is prepared by blending U{sub 3}O{sub 8} and graphite, pressing them into pellets and reacting the two components in a vacuum furnace at 1800{sup o}C. The atomic ratio of U : C is 1:45. Since this type of fuel pellet does not retain the fission products completely the surrounding graphite sphere had to be made impervious to fission products by impregnation in order to obtain a fission-product retaining element. Permeabilities of the order of 10{sup -6}cm{sup 2}/s could be achieved. In the second concept the fuel insert consists of a solid solution of UC in ZrC and is coated with a layer of ZrC. The molar ratio of UC to ZrC is 1 : 20. The fuel pellet preparation was accomplished by the following procedure: UO{sub 2}, ZrO{sub 2}, and graphite were mixed and pressed into pellets. The pellets were reacted to the carbides. Ball milling of the carbides was followed by hot pressing at temperatures o f 2000{sup o}C. Densities of more than 95% of the theoretical density could be achieved. A full description of the preparation and of some physical properties of the fuel pellets is given in the paper. A sufficient fission gas retention behaviour of this type of fuel insert which allows it to be put into unimpregnated graphite balls is expected. Other advantages of this kind of fuel are discussed. (author) [French] Dans le cadre des etudes de combustibles destines au reacteur a haute temperature, refroidi par

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1967-06-15

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

  6. 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

    -critique a plusieurs regions, au moyen d'une theorie de diffusion a deux groupes. Ils montrent qu'on peut etablir un rapport entre la constante de decroissance du mode fondamental des neutrons instantanes et le facteur de multiplication effectif du systeme en fonction de deux parametres qui ont ete definis, aux fins du present memoire, comme le coefficient de reponse du reacteur et le facteur de correction pour la decroissance des neutrons instantanes et qui dependent dans une large mesure des structures de flux spatiales a l'interieur du systeme. Pour le systeme uniforme sans reflecteur, le coefficient de reponse peut etre considere comme etant identique a la duree de vie moyenne des neutrons dans le systeme; pour un systeme a plusieurs regions, c'est une moyenne des durees de vie dans toutes les regions ponderees par des integrales du type a perturbation. Le deuxieme parametre - le facteur de correction pour la decroissance - ne peut avoir aucune signification physique, en ce sens qu'il ressort d'une tentative faite pour etablir une relation entre les deux echelles de reactivite, savoir l'echelle que l'on obtient en utilisant la constante de decroissance des neutrons instantanes et celle que l'on obtient en utilisant le facteur de multiplication effectif. Les auteurs etudient les proprietes de ces parametres en se referant a un reacteur a uranium enrichi ralenti au graphite, qui se compose d'un coeur uniforme et d'un reflecteur; ils montrent que les deux parametres ne sont pas definis uniquement par la reactivite du systeme, mais dependent de la methode choisie pour rendre le systeme sous-critique. Deux series de mesures sont traitees d'une maniere theorique. Dans l'une, le reacteur a gaz pousse de Windscale a ete arrete par un poison uniforme. Dans l'autre, on a fait varier la reactivite d'un coeur du reacteur HERO de puissance zero en modifiant le rayon de la charge. Les auteurs montrent que toutes les mesures faites au moyen des neutrons puises sont en bon accord avec

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Naudet, R.

    1963-05-15

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

  8. Sur la représentation des processus d’auto information des organisations sociales

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Jean-Louis Le Moigne

    2010-02-01

    Full Text Available Toute représentation intentionnelle de l'organisation sociale et des processus informationnels qui la tissent repose sur quelques prémisses épistémologiques et paradigmatiques qu'il importe d'expliciter dès lors que l'on se propose de "bien conduire sa raison dans les affaires humaines". Le climat intellectuel dans lequel se sont développés les modèles de l'Entreprise depuis deux siècles postulait une épistémologie réductionniste et positiviste justifiant le paradigme énergétique; lequel invitait à représenter les organisations sociales par une physique sociale dérivée de la physique de la matière. On souligne les sévères limitations de cette problématique dès lors que les entreprises ont projet de se représenter dans leur complexité telle qu'elles la perçoivent. On propose de formuler, dans le référentiel aujourd'hui assuré d'une épistémologie constructiviste, un paradigme permettant de rendre compte de la correspondance information-organisation dont on postule qu'elle peut être constitutive de représentations "riches" de l'entreprise complexe : le paradigme inforgétique. Cette mise en forme est aujourd'hui suffisamment explicitée et argumentée pour libérer la modélisation de l'organisation sociale des contraintes réductrices qu'impose nécessairement le paradigme énergétique. On procède alors à un exercice d'ingénierie» inforgétique» appliquée à la représentation de l'entreprise-organisation ; on dégage ainsi dix propositions susceptibles de guider les diagnostics de conception et de gestion technologiques et organisationnels des systèmes d'opération, d'information et de décision des entreprises.

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1967-07-01

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

  10. 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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    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

    de realite physique. En outre, ce modele simple ne permet pas de prevoir avec exactitude la diffusion selon de grands angles. Les donnees experimentales sont utilisees a diverses fins pratiques. Tout d'abord, les distributions angulaires sont tres sensibles aux proprietes physiques du modele de diffusion et elles servent a les verifier. Deuxiemement, les resultats experimentaux sont sensibles aux ordres superieurs de la diffusion Pn, par opposition a plusieurs experiences integrales qui sont surtout sensibles a la diffusion P{sub 0}. En particulier, on peut verifier le noyau de diffusion P{sub 1} approprie a un modele moleculaire donne. Troisiemement, on peut calculer la section efficace de transport directement a partir des experiences en vue de l'utiliser dans l'analyse des reacteurs en theorie multigroupe. (author) [Spanish] Los autores estan midiendo, por el metodo del tiempo de vuelo, las secciones eficaces diferenciales de dispersion neutronica (d{sigma}/d {Omega}) de los moderadores de uso corriente. Para ello emplean una intensa fuente pulsada de neutrones termicos producidos por el acelerador lineal de la General Atomic, y una trayectoria de vuelo de 12 m, al final de la cual se encuentra una muestra delgada del moderador. Ademas, hay una breve trayectoria final de vuelo para los neutrones dispersados que va desde la muestra hasta varios detectores de neutrones totalmente absorbentes. Con este procedimiento puede medirse simultaneamente la distribucion angular de dispersion correspondiente a mas de 50 energias de incidencia de los neutrones. Las intensidades son elevadas, la actividad de fondo es baja y bien definida, y las mediciones pueden efectuarse rapidamente en todos los angulos de dispersion comprendidos entre 10 Degree-Sign y 155 Degree-Sign . Se presentan mediciones de las secciones eficaces de dispersion diferencial del vanadio, H{sub 2}O, D{sub 2}O y ZrH. El V se ha investigado para comprobar el aparato experimental. Se han efectuado mediciones en

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-10-15

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

  12. Croissance des couches minces et des multicouches de matériaux supraconducteurs H Tboldmath_c : bilan et perspective

    Science.gov (United States)

    Contour, J. P.

    1994-11-01

    The main physical and chemical techniques of epitaxial growth of High T_c superconductor thin films are described together with their in situ analysis facilities and discussed with respect to their cost, sophistication and results (T_c, J_c growth defects, thickness and composition uniformity, crystallinity, electronic applications...). The future trends of the growth machines are then examined in connection with the present results and the development of superconductor electronics. Après la présentation des principales techniques de croissance physique et physicochimique de couches minces d'oxydes supraconducteurs à haute température critique, un bilan des résultats sera dressé par rapport aux différentes propriétés des films (transition résistive, courant critique, défauts de croissance, uniformité d'épaisseur et de composition, cristallinité...), aux difficultés de mise en œuvre et au coût de l'expérience. Les perspectives des différentes techniques seront ensuite examinées dans le cadre du développement potentiel d'une électronique utilisant les matériaux supraconducteurs H T_c.

  13. Université de Genève | Séminaire de physique corpusculaire | 6 May

    CERN Multimedia

    2013-01-01

    The Standard Model of Nature: Lessons from Two Success Stories, by Professeur Gabriele Veneziano, Collège de France (Paris) and CERN.   Monday 6 May 2013, 5 p.m. École de Physique, Auditoire Stueckelberg Quai Ernest-Ansermet, 24 1211 Genève 4 Abstract: Our present standard model of Nature is based on general relativity for gravity and on a gauge theory for all other fundamental interactions. Its amazing successes - and its puzzles - may carry some important lessons for our quest of a truly unified theory of space, time, and matter. More information here.

  14. Invigoration of the work of the Medical Physique in Latin America

    International Nuclear Information System (INIS)

    Gomez, G.F.

    2006-07-01

    Before the difficulties for the development of the Medical Physics, in developing countries, where the social, economic problems and politicians contribute with their most disastrous components in its against and whose social cost in the quality of life of the population it is enormous, the project ARCAL LXXXIII seeks to evaluate the necessity of the professional acting of the Medical Physique and to promote the increase of its status in the Labor and Social environment. With the consequent benefit in the quality of treatment and diagnose with sources of ionizing radiation [es

  15. La révélation des lois de la nature

    CERN Document Server

    Omnès, Roland

    2008-01-01

    Les lois de la nature sont-elles inventées par les scientifiques ? Ou sont-elles découvertes par eux ? Préexistent-elles dans la nature ? Ou lui sont-elles imposées ? L'enjeu est clair : la science va-t-elle détruire la nature ? Roland Omnès, l'un des maîtres de la physique théorique en France, montre dans cet essai que les lois de la nature ne sont ni inventées ni découvertes, mais révélées. Comme jadis Dieu s'est révélé à Moïse en lui donnant les Tables de la Loi, aujourd'hui la nature se révèle au physicien dans des formules mathématiques. Cette réflexion est menée au plus près d'une explication claire des lois de la physique. Un grand livre de science et de conscience.

  16. Des broussailles dans les prairies alpines

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Olivier Camacho

    2009-03-01

    expliquer pourquoi l'embroussaillement gagne des prairies encore exploitées. Si la fauche permet de lutter efficacement contre l’avancée des ligneux, il n’en est pas de même dans les prairies pâturées non fauchées où la capacité de prélèvement par les troupeaux s’avère faible par rapport à la production d’herbe. Cette situation se répète d’année en année et c’est la cause la plus probable de la propagation des ligneux. Pour sécuriser leur système fourrager et pour simplifier le travail, les éleveurs constituent des unités de pâturage surdimensionnées par rapport aux besoins des animaux. Ils mettent en œuvre des pratiques de rattrapage, consistant en un entretien mécanique complémentaire au pâturage, pour contenir la dynamique des ligneux. De telles pratiques, exigeantes en travail, ne sont pas mises en œuvre sur toutes les pâtures. L’analyse des pratiques par des agronomes complète ainsi les études de milieux physiques et socio-économiques tant au niveau de la parcelle pâturée qu’à celui de la vallée.

  17. Centre de Recherches en Physique des Plasmas, Ecole Polytechnique Federale de Lausanne (CRPP), report 1993-1994

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    1996-12-31

    The report presents an overview of the activities of CRPP during the years 1993 and 1944 in the fields of the TCV tokamak, international experimental collaborations, theoretical activities, electron cyclotron resonance heating (ECRH) in TCV, LMP, Sultan III and fusion technology materials (PIREX). A comprehensive bibliography of CRPP`s publications is included. figs., tabs., refs.

  18. Centre de Recherches en Physique des Plasmas, Ecole Polytechnique Federale de Lausanne (CRPP), report 1993-1994

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    1995-12-31

    The report presents an overview of the activities of CRPP during the years 1993 and 1944 in the fields of the TCV tokamak, international experimental collaborations, theoretical activities, electron cyclotron resonance heating (ECRH) in TCV, LMP, Sultan III and fusion technology materials (PIREX). A comprehensive bibliography of CRPP`s publications is included. figs., tabs., refs.

  19. Centre de Recherches en Physique des Plasmas, Ecole Polytechnique Federale de Lausanne (CRPP), report 1993-1994

    International Nuclear Information System (INIS)

    1995-01-01

    The report presents an overview of the activities of CRPP during the years 1993 and 1944 in the fields of the TCV tokamak, international experimental collaborations, theoretical activities, electron cyclotron resonance heating (ECRH) in TCV, LMP, Sultan III and fusion technology materials (PIREX). A comprehensive bibliography of CRPP's publications is included. figs., tabs., refs

  20. Physics related to control and safety of hybrid systems; Physique associee au controle et a la surete des systemes hybrides

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Gueton, O

    2001-12-01

    Regarding nuclear waste management, ADS can be considered as large minor actinides burners. In a first part, a critical analysis of different reactor types shows that fast spectrum, helium coolant and nitride fuel, containing 100% minor actinides, agree perfectly with the high transmutation requirements of ADS. The control and safety demonstration of this system represents the main purpose of this study. Understanding spatial and dynamic behaviour of ADS flux is absolutely necessary. For this purpose, we have defined an indicator to quantify spatial decoupling. It shows, on the one hand, point kinetic deficiency to study local transients, and on the other hand, perturbations propagation differences between ADS and critical cores. Then, in a more concrete approach, accidental sequences (source transient, beam de-focalization, reactivity insertions, loss of flow, depressurization) are evaluated for this core, strongly loaded with minor actinides. It is shown that the automatic beam shutdown leads to preserve large safety margins for all studied transients. The accelerator emergency stop is induced by an unexpected evolution of the core control parameters. These parameters, except reactivity, can be directly measured in subcritical systems like in critical ones. Concerning reactivity, we suggest a new method for its absolute determination in ADS: at the time of reactor start-up, the reactivity must be calibrated by coupling two methods of relative reactivity measurements (pulsed source and Approached Source Multiplication) for successive subcritical levels. After that, the on-line follow-up of reactivity is obtained from this calibration like in a critical core. (authors)

  1. Neutrino mass and physics beyond the Standard Model; Masse des Neutrinos et Physique au-dela du Modele Standard

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Hosteins, P

    2007-09-15

    The purpose of this thesis is to study, in the neutrino sector, the flavour structures at high energy. The work is divided into two main parts. The first part is dedicated to the well known mechanism to produce small neutrino masses: the seesaw mechanism, which implies the existence of massive particles whose decays violate lepton number. Therefore this mechanism can also be used to generate a net baryon number in the early universe and explain the cosmological observation of the asymmetry between matter and antimatter. However, it is often non-trivial to fulfill the constraints coming at the same time from neutrino oscillations and cosmological experiments, at least in frameworks where the couplings can be somehow constrained, like some Grand Unification models. Therefore we devoted the first part to the study of a certain class of seesaw mechanism which can be found in the context of SO(10) theories for example. We introduce a method to extract the mass matrix of the heavy right-handed neutrinos and explore the phenomenological consequences of this quantity, mainly concerning the production of a sufficient baryon asymmetry. When trying to identify the underlying symmetry governing the mixings between the different generations, we see that there is a puzzling difference between the quark and the lepton sectors. However, the quark and lepton parameters have to be compared at the scale of the flavour symmetry breaking, therefore we have to make them run to the appropriate scale. Thus, it is worthwhile investigating models where quantum corrections allow an approximate unification of quark and lepton mixings. This is why the other part of the thesis investigates the running of the effective neutrino mass operator in models with an extra compact dimension, where quantum corrections to the neutrino masses and mixings can be potentially large due to the multiplicity of states.

  2. 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

    quelques precautions lorsque l'on fait l'integration numerique par rapport aux angles et aux energies. Le modele de diffusion a ete etendu aux calculs de la diffusion des neutrons par le polyethylene C{sub n}H{sub 2n}. On note des niveaux analogues a 0,089 eV, 0,182 eV, 0,354 eV et 0,533 eV. Les auteurs ont calcule les sections efficaces diffe- rentielle et totale pour la diffusion et ils ont constate que la seconde est en bon accord avec l'experience a la temperature du laboratoire. Ils ont calcule des noyaux de diffusion pour un certain nombre de temperatures et, chaque fois qu'il etait possible de le faire, ils ont compare les resultats aux experiences. De plus, ils ont calcule les spectres de flux de neutrons et les longueuts de diffusion en se fondant sur les equations de la physique des reacteurs. En comparant ces resultats et les donnees experimentales, on constate que ces mesures integrales donnent au moins des indications generales sur les caracteristiques du systeme de diffusion et qu'il conviendrait de les analyser en tenant compte des resultats detailles relatifs aux sections efficaces different tielles. (author) [Spanish] Nelkin propuso un modelo para calcular la dispersion de neutrones termicos por sistemas quimicos. Con arreglo a este modelo, la dinamica real del sistema dispersante se consideraba compuesta por una serie de movimientos oscilatorios cada uno de los cuales podia describirse por un hamiltoniano que conmuta con los hamiltonianos de los otros movimientos oscilatorios. Ello permitiria; expresar la seccion eficaz diferencial de dispersion en forma cerrada. Los autores han utilizado este modelo para calcular la dispersion de neutrones por el agua. Debe procederse con cierto cuidado al efectuar la integracion numerica respecto del angulo y de la energia. El modelo sella utilizado tambien para calcular la dispersion de neutrones por polietileno (C{sub n}H{sub 2n}). A 0,089 eV, 0,182 eV, 0.354 eV y 0,533 eV, se observan niveles analogos en el

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    2001-07-01

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

  4. 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 model has a significant impact on the calculation of the out of core leakage rate that permits a better estimation of the transport equation eigenvalue Keff . The neutron streaming between two zones of different compositions was also proven to be better calculated.

  5. Contribution to the modelling of gas-solid reactions and reactors; Contribution a la modelisation des reactions et des reacteurs gaz-solide

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Patisson, F

    2005-09-15

    Gas-solid reactions control a great number of major industrial processes involving matter transformation. This dissertation aims at showing that mathematical modelling is a useful tool for both understanding phenomena and optimising processes. First, the physical processes associated with a gas-solid reaction are presented in detail for a single particle, together with the corresponding available kinetic grain models. A second part is devoted to the modelling of multiparticle reactors. Different approaches, notably for coupling grain models and reactor models, are illustrated through various case studies: coal pyrolysis in a rotary kiln, production of uranium tetrafluoride in a moving bed furnace, on-grate incineration of municipal solid wastes, thermogravimetric apparatus, nuclear fuel making, steel-making electric arc furnace. (author)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Hennion, A

    1999-03-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1952-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1959-07-01

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

  10. Use of tri-laurylamine during the retreatment of irradiated fuels; Utilisation de la trilaurylamine au retraitement des combustibles irradies

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Bathellier, A; Koehly, G; Perez, J J; Chesne, A [Commissariat a l' Energie Atomique, Fontenay-aux-Roses (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1964-07-01

    The purification of aqueous solutions of plutonium can be made by extraction of the Pu (IV) nitrate complex using trilaurylamine in dodecane. The principal physical properties of this solution are considered along with its extractive properties and the influence of foreign ions on the extraction. The application of this method of extraction in a processing cycle for irradiated material is proposed: either for a final purification process or for auxiliary cycles for recovering plutonium from metal production wastes, oxalate precipitation supernatants, or any general aqueous plutonium waste solution. Also proposed are clean-up procedures for regeneration of an extractive solution which has undergone chemical or radiolytic degradation. (authors) [French] La purification du plutonium contenu dans des solutions aqueuses peut etre effectuee par extraction du nitrate de l'ion tetravalent par la trilaurylamine diluee dans du dodecane. Les principales proprietes physiques de ce solvant sont passees en revue ainsi que ses proprietes extractives et l'influence des ions etrangers sur celles-ci. L'application de cette methode d'extraction dans le cycle de traitement des combustibles irradies est envisagee: soit dans le traitement de purification finale, soit dans les cycles annexes ayant trait a la recuperation de plutonium a partir des scories d'elaboration du metal, des eaux-meres oxaliques et d'une facon generale des solutions aqueuses contenant du plutonium. Des traitements de regeneration du solvant ayant subi des degradations chimique ou radiolytique, sont proposes. (auteurs)

  11. Use of tri-laurylamine during the retreatment of irradiated fuels; Utilisation de la trilaurylamine au retraitement des combustibles irradies

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Bathellier, A.; Koehly, G.; Perez, J.J.; Chesne, A. [Commissariat a l' Energie Atomique, Fontenay-aux-Roses (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1964-07-01

    The purification of aqueous solutions of plutonium can be made by extraction of the Pu (IV) nitrate complex using trilaurylamine in dodecane. The principal physical properties of this solution are considered along with its extractive properties and the influence of foreign ions on the extraction. The application of this method of extraction in a processing cycle for irradiated material is proposed: either for a final purification process or for auxiliary cycles for recovering plutonium from metal production wastes, oxalate precipitation supernatants, or any general aqueous plutonium waste solution. Also proposed are clean-up procedures for regeneration of an extractive solution which has undergone chemical or radiolytic degradation. (authors) [French] La purification du plutonium contenu dans des solutions aqueuses peut etre effectuee par extraction du nitrate de l'ion tetravalent par la trilaurylamine diluee dans du dodecane. Les principales proprietes physiques de ce solvant sont passees en revue ainsi que ses proprietes extractives et l'influence des ions etrangers sur celles-ci. L'application de cette methode d'extraction dans le cycle de traitement des combustibles irradies est envisagee: soit dans le traitement de purification finale, soit dans les cycles annexes ayant trait a la recuperation de plutonium a partir des scories d'elaboration du metal, des eaux-meres oxaliques et d'une facon generale des solutions aqueuses contenant du plutonium. Des traitements de regeneration du solvant ayant subi des degradations chimique ou radiolytique, sont proposes. (auteurs)

  12. ANALYSE DES PERCEPTIONS LOCALES ET DES FACTEURS ...

    African Journals Online (AJOL)

    AISA

    1Faculté des Sciences Agronomiques (FSA), Université d'Abomey-Calavi (UAC), 01 BP 526 Cotonou Bénin. Email : cgbemavo@yahoo.fr. 2Institut National des Recherches Agricoles du Bénin, Centre de Recherches Agricoles d'Agonkanmey (CRA-A),. Laboratoire des Sciences du Sol, Eau et Environnement (LSSEE).

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-07-01

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

  15. Physical properties of beryllium oxide - Irradiation effects; Proprietes physiques et caracteristiques mecaniques de l'oxyde de beryllium fritte - Effet de l'irradiation et guerison

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1958-07-01

    This work has been carried out in view of determining several physical properties of hot-pressed beryllium oxide under various conditions and the change of these properties after irradiation. Special attention has been paid on to the measurement of the thermal conductivity coefficient and thermal diffusivity coefficient. Several designs for the measurement of the thermal conductivity coefficient have been achieved. They permit its determination between 50 and 300 deg. C, between 400 and 800 deg. C. Some measurements have been made above 1000 deg. C. In order to measure the thermal diffusivity coefficient, we heat a perfectly flat surface of a sample in such a way that the heat flux is modulated (amplitude and frequency being adjustable). The thermal diffusivity coefficient is deduced from the variations of temperature observed on several spots. Tensile strength; compressive strength; expansion coefficient; sound velocity and crystal parameters have been also measured. Some of the measurements have been carried out after neutron irradiation. Some data have been obtained on the change of the properties of beryllium oxide depending on the integrated neutron flux. (author)Fren. [French] L'objet de cette etude est la determination de plusieurs proprietes physiques de l'oxyde de beryllium fritte sous charge dans differentes conditions et l'evolution de ces proprietes apres irradiation. Une attention particuliere a ete portee sur la mesure de la conductibilite et de la diffusivite thermiques. Differents montages ont ete realises pour mesurer la conductibilite thermique. Ils permettent la determination entre 50 et 300 deg. C, entre 400 et 800 deg. C; quelques mesures ont ete faites au-dessus de 1000 deg. C. Pour la mesure du coefficient de diffusivite thermique, on realise une attaque thermique, de frequence et d'amplitude reglables d'une face parfaitement plane d'un echantillon d'oxyde de beryllium. Les variations de temperature sont ovees en plusieurs points, on en

  16. Utilité de l’exposé magistral en ligne dans la formation universitaire en sciences de l’activité physique

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Sylvain Turcotte

    2009-09-01

    Full Text Available La formation professionnelle en sciences de l’activité physique à l’université est principalement axée sur l’acquisition de savoirs et de savoir-faire. En particulier, la faible participation des étudiants à la formation théorique est une problématique importante. Le but de cette étude est de vérifier la perception de l’utilité de deux exposés magistraux en ligne dans la formation théorique. Deux formulaires placés en ligne ont permis de recueillir auprès des étudiants les avantages et les inconvénients associés à la mise en œuvre de ce dispositif de formation. Les réponses données par les étudiants sont discutées à la lumière du modèle de St-Yves (1982 qui identifie les conditions internes et externes au déroulement du processus d’enseignement-apprentissage. Plus de 43 des 53 répondants considèrent ces exposés magistraux en ligne utiles. L’avantage majeur réside dans l’accès en tout temps aux exposés. L’inconvénient majeur consiste en l’absence d’interaction sur-le-champ. L’ajout d’un forum de discussion en ligne constitue fort probablement une solution de premier plan.The training of professional specialists in the field of physical activity is based on the acquisition of knowledge and know-how. Practical courses are preferred to theoretical courses. As a result, students often skip lectures. The purpose of this study is to analyze the utility of short online lectures. Two online questionnaires made of closed and open questions respectively were emailed to the students. The advantages and disadvantages are analyzed using the model of St-Yves (1982 who considers the process of teaching and learning as a function of internal and external conditions. More than 43 of the 53 students who answered the questionnaires found the online lectures useful. The major advantage is a 24 hour access to the online lecture and the major disadvantage is the lack of interaction with the teacher. A likely

  17. La contribution des jeux au développement des lettres et des arts en Grèce Ancienne

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Nikolaos Yalouns

    1988-11-01

    Full Text Available L'importance de l'athlétisme dans la vie courante n'a jamais été aussi forte qu'en Grèce ancienne, à cause de son rapport avec la religion et du poids de l'idéologie de la compétition, de l'agonistique. Les concours sportifs non seulement prenaient place lors des fêtes religieuses, mais leur siège se trouvait auprès des temples et des grands sanctuarires. Les diverses modalités de compétition étaient censées avoir été instituées par les dieux eux-mêmes. D'autre part, les rapports avec les jeux funéralres sont évidents, alnsi qu'avec d'autres rituels, tels le choix de l'époux ou la sucession au thrône. L'émulation, par ailleurs, était a la racine du concept d'excellence. L'idéal de plénitude de i'homme grec, l'exploit (physique et intellectuel était capable de distinguer l'homme rationnel de la nature sauvage et illogique. Agon (combat et Nike (victoire ont été personnifiés de bonne heure. L'agon était la sève de l'activité des athiètes mais également des poètes, orateurs, musiciens, sculpteurs, peintres, céramlstes etc. Les lieux d'entraînement (palestres et gymnases sont vite devenus de vérltables centres d'éducation générale. Enfin, le milieu sportif a fourni à la littérature et à l'art grec l'inspiration, les sujets et les modèles dont ils se sont nourris pendant toute leur histolre.

  18. Production de l'électricité essai sur la physique

    CERN Document Server

    Baptistin

    2015-01-01

    Extrait : ""Il a été d'un certain nombre de piles hydroélectriques affectées au service spécial de la télégraphie et de la téléphonie. Ces piles sont caractérisées par un débit faible et constant. Mais il a fallu, pour d'autres applications importantes de l'électricité, établir des générateurs d'énergie électrique pouvant fournir des courants intenses et constants.""À PROPOS DES ÉDITIONS LIGARANLes éditions LIGARAN proposent des versions numériques de qualité de grands livres de la littérature classique mais également des livres rares en partenariat avec la BNF. Beaucoup de soins sont apporté

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Andreoni, Daniel

    1975-11-28

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1966-10-01

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

  1. Comparing a Yoga Class with a Resistance Exercise Class: Effects on Body Satisfaction and Social Physique Anxiety in University Women.

    Science.gov (United States)

    Gammage, Kimberley L; Drouin, Breanne; Lamarche, Larkin

    2016-11-01

    The current study compared a single yoga group exercise class and a resistance group exercise class for their effects on state body satisfaction and social physique anxiety in women. A pretest-posttest design was used. Participants (N = 46) completed both a resistance exercise class and yoga class in a counterbalanced order. Measures of body satisfaction and social physique anxiety were completed immediately before and after each class. A 2 (time) × 2 (class type) repeatedmeasures multiple analysis of variance showed a significant overall Time × Class Type interaction (F 2,44 = 5.69, P class. After both classes, there was a significant decrease in social physique anxiety, but the magnitude of the change was larger after the yoga class than after the resistance class. Both types of exercise class were associated with improvements in body image, but there were greater improvements after the yoga class. This study provided evidence of the positive effects of yoga for reducing state social physique anxiety and increasing state body satisfaction, adding to correlational evidence suggesting that yoga is particularly beneficial for improving body image-related outcomes in women.

  2. Social Physique Anxiety and Pressure to Be Thin in Adolescent Ballet Dancers, Rhythmic Gymnastics and Swimming Athletes

    Science.gov (United States)

    Kosmidou, Evdoxia; Giannitsopoulou, Evgenia; Moysidou, Dimitra

    2017-01-01

    Participation in sports may influence negative body image and Social Physique Anxiety (SPA) as there is pressure by significant others to have a certain body image. The aim of the present study was to examine possible differences in SPA and perceived pressure to be thin between female preadolescent and adolescent ballet dancers, rhythmic…

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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