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

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)

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

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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

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

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)

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1964-07-01

specifiques nucleaires et classiques. Ces conditions de rentabilite conduisent a admettre pour les reacteurs ainsi utilises certaines caracteristiques techniques et economiques hors desquelles la competition est improbable. On situe, d'autre part, ces resultats par rapport au marche potentiel de la vapeur et de l'electricite et on est ainsi conduit a examiner certaines utilisations de la chaleur des centrales mixtes telles que l'alimentation de complexes industriels, de divers types de chauffage urbain ou du dessalement des eaux de mer. (auteurs)

Nouvelles approches ergonomiques de la cartographie des risques industriels

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Éliane Propeck-Zimmermann

2009-12-01

Full Text Available Les cartes actuelles présentent des insuffisances pour une gestion territoriale des risques industriels. En redéfinissant le concept de «situation à risques» et en l'implémentant dans un SIG, on peut disposer à la demande d'informations riches et variées: cartes analytiques, de synthèse, typologies, requêtes spatiales diverses. Les recherches en cours visent à développer une interface ergonomique pour faciliter la concertation entre différents acteurs.

Industrial gases. Special issue; Industriele gassen. Thema

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

De Boer, A.; Voermans, F. (ed.)

2004-07-01

In three articles attention is paid to the use of synthesis gas in the Netherlands. In the first article the growing market for synthesis gas is discussed, in the second article it is argued that the energy efficiency of the production of nitrogen can be improved, and the third article is about cooling an ice track by means of carbon dioxide. [Dutch] In 3 artikelen wordt aandacht besteed aan het gebruik van industriele gassen. In het eerste artikel wordt de sterk groeiende markt voor synthese gas besproken, in het tweede artikel wordt aangegeven hoe de efficiency van stikstofproduktie kan worden verbeterd, en het derde artikele gaat in op het gebruik van kooldioxide in de koeling van een ijsbaan.

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

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

1963-11-15

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

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1964-07-01

combustibles et des investissements specifiques nucleaires et classiques. Ces conditions de rentabilite conduisent a admettre pour les reacteurs ainsi utilises certaines caracteristiques techniques et economiques hors desquelles la competition est improbable. On situe, d'autre part, ces resultats par rapport au marche potentiel de la vapeur et de l'electricite et on est ainsi conduit a examiner certaines utilisations de la chaleur des centrales mixtes telles que l'alimentation de complexes industriels, de divers types de chauffage urbain ou du dessalement des eaux de mer. (auteurs)

Elaboration et Suivi des Budgets de Marketing Industriel: le Système ADVISOR

OpenAIRE

Choffray, Jean-Marie; Delabre, Gilles

1982-01-01

Cet article revoit les problèmes posés par l'élaboration et le suivi des budgets de marketing dans un environnement industriel. Il présente le système ADVISOR pour lequel nous avons développé un programme interactif adapté aux besoins des entreprises Françaises.

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

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)

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.)

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)

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1955-07-01

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

DESIGNOR: une méthode nouvelle d'aide à la conception des produits industriels

OpenAIRE

Choffray, Jean-Marie

1980-01-01

Cet article présente une méthode nouvelle, appelée DESIGNOR, d'aide à la décision marketing. Son objectif est d'accroître la créativité au cours du processus de développement d'un nouveau produit industriel et de réduire les risques d'échec commercial.

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)

L’écologie industrielle : quand l’écosystème industriel devient un vecteur du développement durable

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Arnaud Diemer

2007-08-01

Full Text Available L’écologie industrielle, définie par Robert Frosch (1995 comme « l’ensemble des pratiques destinées à réduire la pollution industrielle », nous amène à penser que l’écosystème industriel peut être un véritable vecteur du développement durable. L’ingénierie écologique et l’écotechnologie recommandent aux industriels de procéder à un ensemble d’opérations de rationalisation de la production (optimisation des consommations énergétiques et matérielles, minimisation des déchets à la source,réutilisation des rejets pour servir de matières premières à d’autres processus de production. Les symbioses industrielles et les parcs éco-industriels sont généralement présentés comme des modèles de rationalisation industrielle et des illustrations tangibles du développement durable.Industrial ecology is defined by Robert Frosch (1995 as practices intended to reduce industrial pollution. That leads us to think industrial ecosystem as a vector of sustainable development.Ecological engineering and ecotechnology recommend managers to rationalize the production process (optimization of material consumptions, minimization of bads…. Industrial symbiosis and industrial parks are generally presented as models of industrial rationalization and tangible illustrations of the sustainable development.

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1967-09-15

The introduction, at an increasing rate, of power reactors using slightly enriched uranium will inevitably lead to the production of considerable quantities of plutonium over the next decade. Fast reactors will not be capable of absorbing this material before 1980. The question thus arises of whether one should store the plutonium far future use in fast reactors, recycle it in existing thermal reactors, or try to sell it. The problem has been studied for an electric power generating system that does not foresee selling the plutonium produced by its reactors and does not buy plutonium outside, which enables a good approximation to be made and eliminates the major unknown quantity represented by the future market price of plutonium. Assuming within this system a programme that provides for the construction of power reactors of a given type and capacity at specific dates, the utilization of the plutonium produced can be optimized by linear programming techniques so as to minimize the discounted total cost of the power generated over a given period. A later stage consists in optimizing, by various techniques, not only the utilization but also the production of plutonium by appropriate selection of the power reactor types to be constructed. (author) [French] L'implantation, a un rythme croissant, de centrales nucleaires a uranium legerement enrichi entrainera la production ineluctable d'une quantite importante de plutonium au cours de la prochaine decennie. Les reacteurs a neutrons rapides ne seront capables d'absorber cette production qu'apres 1980. La question se pose donc de savoir s'il est preferable de stocker le plutonium en vue de son utilisation ulterieure dans les reacteurs a neutrons rapides plutot que de le recycler dans les reacteurs actuels a neutrons thermiques ou d'essayer de le vendre. Ce probleme a ete etudie dans le cadre d'un systeme de production d'energie electrique qui ne prevoirait pas la vente du plutonium produit par ses reacteurs nucleaires ni

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)

Generative Fertigung im Maschinenbau - industrieller 3D-Druck auf dem Weg in die Serienproduktion

OpenAIRE

Müller, Bernhard

2014-01-01

3D-Druck ist aktuell medial omnipräsent, sein Potential für echte industrielle Anwendungen, v. a. im Maschinenbauumfeld, wird kontrovers diskutiert. Der Vortrag gibt einen fundierten Einblick in den Stand der Technik zum industriellen 3D-Druck (Generative Fertigung , Additive Manufacturing) und zeigt spezifische Potentiale mit industrieller Relevanz auf. Dabei werden ebenso Praxisbeispiele aus heutiger Anwendung in der Industrie gezeigt als auch Zukunftsszenarien für potentielle Anwendungen e...

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)

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

Fabrication of the 4. set of fuel elements for the experimental pile EL2; Fabrication du 4. jeu de barreaux de la pile d'essai EL2

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1958-07-01

The reactor EL2 is the second atomic reactor built in France. It is a laboratory reactor using heavy water and natural uranium. Its cooling circuit operates with compressed CO{sub 2} gas at 8 kg/cm{sup 2} pressure. The subject of this lecture is the manufacturing of the fourth set of rods. The principle of uranium-can connection is exposed: that is the principle of a pre-pressed bound can. The EL2 reactor has been a prototype with respect to this aspect of the question, and a prototype which has been quite satisfactory. The main steps of the fabrication are exposed: the {gamma} phase extension of uranium, the machining, the three canning (die canning, hydraulic canning, compressed air treatment), the automatic argon arc welding of cups and the different manufacturing controls. (author) [French] Le reacteur EL2 est le deuxieme reacteur construit en France. C'est un reacteur de recherches qui utilise de l'eau lourde et de l'uranium naturel. Il est refroidi par du gaz carbonique sous 8 kg/cm{sup 2} de pression. On etudie dans cet expose la fabrication du quatrieme jeu d'elements combustibles. Le principe de la liaison uranium-gaine est expose: c'est celui d'une gaine precontrainte. La pile EL2 a constitue un prototype a ce point de vue, prototype qui a donne entiere satisfaction. Les principales etapes de la fabrication sont ensuite expliquees: le filage {gamma} de l'uranium, l'usinage des barreaux, les trois operations de gainages (gainage par filiere, gainage hydraulique, gainage a chaud), la soudure automatique des bouchons a l'argon-arc et les differents controles de fabrication. (auteur)

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

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)

Draught control by means of industrial air curtains. Background information on the design of industrial air curtains; Tochtbestrijding met industriele luchtgordijnen. Achtergronden bij ontwerp van industriele luchtgrodijnen

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Cremers, B. [Biddle, Kootstertille (Netherlands); Traversar, R. [TNO Milieu, Energie en Procesinnovatie TNO-MEP, Apeldoorn (Netherlands)

2008-02-15

In industrial buildings a balanced ventilation is not common property. Due to increasing differences in pressure across the front much cold outside air enters the building, resulting in poor comfort near the door. A good air curtain can heat up large amounts of incoming cold outside air in such a way that energy saving is optimal and comfort remains high. (mk) [Dutch] Bij industriele gebouwen is gebalanceerde ventilatie geen gemeengoed. Door oplopende drukverschillen over de gevel komt veel koude buitenlucht naar binnen en is het comfort vlak achter de deur erg laag. Een goed luchtgordijn kan grote hoeveelheden binnenkomende koude buitenlucht zodanig opwarmen dat de energiebesparing optimaal is en het comfort hoog blijft.

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1961-07-01

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

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

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

Les Parcs Industriels Fournisseurs ou le choix de la proximité géographique

OpenAIRE

Sonia Adam-Ledunois; Jérôme Guédon; Sophie Renault

2008-01-01

International audience; La proximité géographique est régulièrement présentée comme le remède à de nombreux maux, la solution à des relations distendues voire rompues, et cela tant sur un plan social qu'économique. Nombre de décisions ou démarches, civiles, politiques ou stratégiques, placent ainsi la proximité au cœur des dispositifs envisagés (emplois de proximité, police de proximité, fête des voisins, pôle de compétitivité, systèmes de production localisés, districts industriels, etc.). L...

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

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

1964-07-01

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

Sociologie du travail et critique du temps industriel The Sociology of Labor and a critical vision of industrial Time

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Jens Thoemmes

2009-07-01

Full Text Available La sociologie du travail a développé un point de vue particulier sur l'analyse des temporalités sociales. L'objectif de cet article est de montrer l'élaboration progressive d'une critique d'un temps industriel unique et unifiant. Cette critique s'appuie sur trois éléments : la multiplicité des temporalités de l’activité professionnelle, le caractère déstructurant du travail industriel et l'émergence d'un temps des loisirs. Ce point de vue a été élaboré par la sociologie du travail en France après 1945, notamment par Georges Friedmann, Pierre Naville et William Grossin.  Avant d’aborder cette période nous voudrions  interroger le moment de la fondation de la sociologie. En mobilisant des travaux peu connus de Max Weber sur le travail, nous verrons en quoi il est un précurseur de l’analyse des attitudes diversifiées des individus et des collectifs à l’égard du temps. Cette perspective lie, dès les premières enquêtes sociologiques, le travail industriel à une interrogation sur les temporalités.The sociology of work and labor developed a particular viewpoint on the analysis of social times. The objective of this article is to show how a criticism of a unique and unifying industrial time progressively grew up. Such criticism leans on three elements: the multiplicity of social times linked to the occupational activity, the disintegrating nature of work in the manufacturing process and the emergence of leisure-time. This point of view was elaborated by the sociology of work in France after 1945, notably by Georges Friedmann, Pierre Naville and William Grossin. Before approaching this period we question the moment of the foundation of sociology. By mobilizing little known research by Max Weber on the manufacturing process, we shall see in what way he was a precursor of the analysis of diversified attitudes regarding time by individuals and groups.

Rapsodie; Rapsodie

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

1964-07-01

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

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

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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)

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

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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)

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

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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)

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

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

1964-07-01

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

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

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

1964-07-01

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

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

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

1964-07-01

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

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

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

1964-07-01

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

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

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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)

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

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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)

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)

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)

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)

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1964-07-01

Experience of the CEA heavy water reactors and a systematic study of the radiolytic decomposition of water in the core of swimming-pool reactors are described. Setting up of reactivity control by physico-chemical methods. Reactivity control by homogeneous poisoning of the reactor A comparison of the evolution of xenon poisoning with the residual anti reactivity of the poison in solution during its nuclear consumption establishes the programme which must govern the variation in its concentration if the exact compensation is to be produced The behaviour of the poison towards the reactor materials under the particular operational conditions must be taken into account. Radiolytic decomposition of water in the reactors in the presence of soluble poisons: A study of the effect of certain chemically inert salts, present in small concentrations in the water, on its radiolytic decomposition rate, has led to some new results which are discussed. The choice of a soluble poison is justified on the basis of the above results. Reactivity control by the use of a gaseous absorbent The use of a gas control rod circuit for compensation purposes, in place of solid control rods is described. The use of soluble poisons in the moderator to compensate the xenon effect, and of a gaseous absorbent in a circuit known as a gas control rod form original aspects of the reactivity control in the reactor EL 4. (authors) [French] L'observation du comportement de l'eau et de l'eau lourde dans les reacteurs en exploitation, contribue au fonctionnement sur de ceux-ci et oriente certaines etudes relatives aux techniques de controle de la reactivite par mise en oeuvre de poisons solubles. L'utilisation de poisons nucleaires dissous dans l'eau du reacteur entraine une pollution chimique de celle-ci. Les conditions d'emploi permettant d'eviter les effets indesirables de cette pollution sont etudiees. Les problemes analytiques - bien qu'importants - ne sont pas abordes dans le cadre de la communication

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

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

1964-07-01

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

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)

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

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

1964-07-01

This apparatus is designed to measure instantaneously the positive or negative reactivity of a uranium reactor moderated by light water, on condition that the point of departure is the critical state of the reactor, or an already known sub-critical state. Slight modifications only are required to adapt it to another type of reactor. It is an analogue computer which simply inverses the transfer function of the reactor; it is not therefore a model reactor of which the output voltage is connected by a servo-mechanism to the power of the reactor to give the reactivity; the principle of the calculation of the reactivity does not depend on a servomechanism. One of its disadvantages is that it cannot operate outside a power variation range of 2.5 decades. However the measurement of a negative reactivity value between 0 and 3000 pcm is immediate. It measures the reactivity without deducting it from the period; it therefore gives the reactivity very precisely both for divergence and convergence even through in this latter case the period does not in fact exist. The equipment makes it possible to calibrate very rapidly the control rods of a reactor (the rod-drop method), to measure the reactivity of an experiment in the core, and to measure certain temperature effects. It is also possible by introducing a control into the core at a measured rate, to deduce directly its efficiency curve. (author) [French] Cet appareil est destine a mesurer instantanement la reactivite positive ou negative d'un reacteur a uranium modere a l'eau legere, a condition de partir de l'etat critique du reacteur, ou eventuellement d'un etat sous-critique deja connu. De legeres modifications permettent de l'adapter a un autre type de moderateur. C'est un calculateur analogique, qui inverse purement et simplement la fonction de transfert du reacteur; ce n'est donc pas un simulateur de pile dont la tension de sortie est asservie a la puissance du reacteur pour elaborer la reactivite; le principe du

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

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

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)

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.

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

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

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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

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

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

1962-03-15

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

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

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)

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

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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)

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

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

1957-11-15

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

Les hydrocarbures aromatiques polycycliques dans l'environnement : la réhabilitation des anciens sites industriels The Polycyclic Aromatic Hydrocarbons in the Environment : the Former Industrial Sites Remediation

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Costes J. M.

2006-12-01

Full Text Available Les hydrocarbures aromatiques polycycliques ou HAP peuvent être d'origine naturelle mais ils proviennent principalement des processus de pyrolyse. On peut les retrouver dans les sols de certains anciens sites industriels. Cela peut être le cas des sites d'anciennes usines à gaz. Même si aucune conséquence sur la santé humaine n'a été signalée et même si les risques paraissent virtuels, le principe de précaution rend nécessaire de s'occuper des risques liés à ces anciens sites industriels. Gaz de France, propriétaire de 467 sites d'anciennes usines à gaz assume l'héritage industriel dans le cadre d'un protocole signé avec le ministère de l'Environnement. Après une étude des sols, une évaluation des risques est réalisée. En fonction des résultats de cette évaluation des risques et de l'usage du site (actuel et prévu, des solutions de traitement peuvent être mises en Suvre. Parmi les techniques applicables aux sols pollués par des HAP, un intérêt particulier s'est porté sur les traitements biologiques, en pleine évolution, qui offrent une solution économique bien adaptée au traitement de grands volumes de sols souillés par une pollution organique moyennement concentrée. Polycyclic aromatic hydrocarbons (PAHs can be found under natural conditions but they can be produced by pyrolysis processes. They can be found in former industrial sites subsoil, especially on Manufactured Gas Plant sites (MGP sites. Gaz de France has inherited the patrimony of former French gas companies on nationalisation in 1946; consequently, Gaz De France is still the owner of 467 of manufactured gas plants. Even if no impact on human health has been detected and even if the risks seem to be virtual, Gaz de France has to prevent any environmental consequence due to the possible presence of residues in the subsoil of the sites: a protocol has been signed with the French Ministry of Environment. Following the investigations on the site, a

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

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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)

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

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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.

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

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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)

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

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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)

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

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Choudens, H de; Guitton, P

1962-07-01

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

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

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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

Some equipment for graphite research in swimming pool reactors; Quelques dispositifs d'etude du graphite dans les piles piscines

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Seguin, M; Arragon, Ph; Dupont, G; Gentil, J; Tanis, G [Commissariat a l' Energie Atomique, Grenoble (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1964-07-01

The irradiation devices described are used for research concerning reactors of the natural uranium type, moderated by graphite and cooled by carbon dioxide. The devices are generally designed for use in swimming pool reactors. The following points have been particularly studied: - maximum use of the irradiation volume, - use of the simplest technological solutions, - standardization of certain constituent parts. This standardization calls for precision machining and careful assembling; these requirements are also true when a relatively low irradiation temperature is required and the nuclear heating is pronounced. Finally, the design of these devices is suitable for the irradiation of other fissile or non-fissile materials. (authors) [French] Les dispositifs d'irradiation decrits servent aux etudes relatives a la filiere des reacteurs a uranium naturel, moderes au graphite et refroidis par le gaz carbonique. Ils sont generalement concus pour etre utilises dans des piles piscines. L'accent a ete mis sur: - l'utilisation au maximum du volume d'irradiation, - le recours aux solutions technologiques les plus simples, - la standardisation de certaines parties constitutives. Cette standardisation impose un usinage precis et un montage soigne, lesquels sont egalement necessaires lorsqu'on doit obtenir une temperature d'irradiation relativement basse alors que l'echauffement nucleaire est important. Enfin, la conception de ces dispositifs est valable pour irradier d'autres materiaux non fissiles ou fissiles. (auteurs)

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)

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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)

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

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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)

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

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

1961-02-15

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

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

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

1957-11-15

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

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

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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

Le néo-corporatisme réinterpellé : analyse comparée de deux politiques d'accès à l'emploi, l'apprentissage industriel en Belgique et le contrat de qualification "jeunes" en France

OpenAIRE

Levêque, Audrey

2006-01-01

The comparative study of the "apprentissage industriel" in French speaking Belgium and of the "contrat de qualification jeunes" in France shows the maintenance of the neo corporatist model of social State. The analysis of the emergence and of the implementation of these two employment public policies for low qualified young permit to understand how they are appropriated on the ground, especially in the metallurgy sector. If these policies are intended for those low qualified young, the implem...

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)

Industrial treatment of solutions of fission products. Separation of caesium-137; Traitement industriel de solutions de produits de fission. Separation du cesium-137

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

1959-07-01

Two types of chemical treatment can be considered for the manufacture of solid sources for industrial uses from fission product solutions remaining after plutonium extraction: a) concentration of the solution and preparation of solid sources from the bulk material, without separation, b) separation of one or several fission products from which the sources are made. Examination of the radio-chemical composition of the mixture of fission products that will be available from the Marcoule reactors (G1, G2 and G3) shows that caesium-137 accounts for 30 per cent of the {gamma} energy available immediately after the plutonium separation, 70 per cent two years after and 100 per cent after five years. There is practically no advantage in making sources from bulk fission products, since the separation of caesium-137 is no more complicated and yet it results in a material with more potential uses. The separation of caesium-137 by a method based on the standard phospho-tungstate precipitation method has been considered. Previously, the precipitated caesium phospho-tungstate was dissolved and caesium was recovered from the solution by cation-exchange or by removal of phosphate and tungstate ions by anion-exchange. A study has now been made, of the metathesis of caesium phospho-tungstate to barium phosphate and tungstate by the action of barium hydroxide, the caesium being obtained in solution as the hydroxide. The advantages of this new procedure are: - greater decontamination of caesium-137 without further purification, - possibility of direct transformation to caesium sulphate, - general simplification of the procedure and, consequently, of the equipment. (author) [French] Deux types de traitement chimique peuvent etre envisages pour amener a l'etat de sources solides utilisables industriellement les produits de fission contenus dans les solutions residuaires de l'extraction du plutonium. Ces traitements sont les suivants: a) concentration des solutions et confection de

Industrial treatment of solutions of fission products. Separation of caesium-137; Traitement industriel de solutions de produits de fission. Separation du cesium-137

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1959-07-01

Two types of chemical treatment can be considered for the manufacture of solid sources for industrial uses from fission product solutions remaining after plutonium extraction: a) concentration of the solution and preparation of solid sources from the bulk material, without separation, b) separation of one or several fission products from which the sources are made. Examination of the radio-chemical composition of the mixture of fission products that will be available from the Marcoule reactors (G1, G2 and G3) shows that caesium-137 accounts for 30 per cent of the {gamma} energy available immediately after the plutonium separation, 70 per cent two years after and 100 per cent after five years. There is practically no advantage in making sources from bulk fission products, since the separation of caesium-137 is no more complicated and yet it results in a material with more potential uses. The separation of caesium-137 by a method based on the standard phospho-tungstate precipitation method has been considered. Previously, the precipitated caesium phospho-tungstate was dissolved and caesium was recovered from the solution by cation-exchange or by removal of phosphate and tungstate ions by anion-exchange. A study has now been made, of the metathesis of caesium phospho-tungstate to barium phosphate and tungstate by the action of barium hydroxide, the caesium being obtained in solution as the hydroxide. The advantages of this new procedure are: - greater decontamination of caesium-137 without further purification, - possibility of direct transformation to caesium sulphate, - general simplification of the procedure and, consequently, of the equipment. (author) [French] Deux types de traitement chimique peuvent etre envisages pour amener a l'etat de sources solides utilisables industriellement les produits de fission contenus dans les solutions residuaires de l'extraction du plutonium. Ces traitements sont les suivants: a) concentration des solutions et

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

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

1963-10-15

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

[Project for] a high-flux extracted neutron beam reactor [for physicists]; Un [projet de] reacteur a haut flux et faisceaux sortis [pour physiciens

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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

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

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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

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

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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

Églises et temples en bassins industriels : Belfort-Héricourt-Montbéliard (Franche-Comté (1944-2008

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Yves-Claude Lequin

2009-11-01

Full Text Available Si l’on en juge par l’exemple de Belfort-Montbéliard, nombreux furent les lieux de culte - catholiques et luthériens - construits dans les bassins industriels français entre 1950 et 1968. Étapes : églises modernes « en majesté » vers 1950, églises sobres aux formes arrondies dans les ZUP vers 1960, préfabriqués après 1964, quasi arrêt en 1968, reconversion du bâti à partir de 1990. Raisons de cet essor puissant et du rapide déclin : les tensions sociales et les évolutions mentales des paroissiens.From the example of Belfort-Montbéliard, a fair number of places of worship - Catholic and Lutheran - were built in French industrial basins between 1950 and 1968. Stages: modern “in majesty” churches around 1950, sober buildings with curved shapes in priority development areas around 1960, prefabricated buildings after 1964, hardly any construction in 1968, conversion of buildings as from 1990. Reasons for this marked growth and for the swift decline: social tensions and evolution of parishioners ‘minds.

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)

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

1962-07-01

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

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

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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

La montagne, lieu de développement industriel : l’exemple du Languedoc-Roussillon

Directory of Open Access Journals (Sweden)

2007-03-01

Full Text Available Michel WieninRiches en énergie (rivières, bois, puis houille, en matières premières minérales et en produits d’élevage, les régions de montagne ont développé tôt une industrie qui profite de l’essor des transports au XIXe siècle. Loin des grands bassins miniers, les vallées se transforment en une succession de bourgs industriels, accédant beaucoup plus vite à la modernité que les plaines restées agricoles ou que les villages d’altitude, à l’écart du progrès. Délimité par le Massif Central et les Pyrénées, le Languedoc-Roussillon présente une plaine évoluant vers une quasi-monoculture de la vigne et des vallées de montagne qui se tournent vers l’industrie textile et métallurgique.France’s mountain regions, which are rich in varied sources of energy (rivers, woods, then coal, in mineral resources and in products derived from livestock rearing, developed industries at an early date, benefiting from the development of new transport networks during the 19th century. Far from the major mining basins, the mountain valleys were transformed into a succession of industrial villages, reaching modernity more rapidly than the plains, still devoted to agriculture, or the villages high in the mountains and isolated from such progress. Bordered by the Massif Central and the Pyrenees, the region of Languedoc-Roussillon comprises a plain which evolved towards a mono-activity of wine production and the mountain valleys which witnessed the development of textile and metallurgical industries.

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

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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)

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

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

1965-07-01

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

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1965-07-01

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

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)

Unstable fluid flow in a water-cooled heating channel; Instabilites d'ecoulement du fluide dans un canal chauffant refroidi a l'eau

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

1961-07-01

Experimental investigations of the instable behavior of a pressurized water flow in forced convection in a heating channel, with subcooled or bulk boiling have been carried. Tests were conducted at 1140, 850 and 570 psi. The test section was 35 in. high, surmounted by a 25.4 in. riser, these sections were by-passed by a pipe where the flow was between 1 and 4 times the flow in the test section. The water velocity (in the test section) was between 1.6 and 6.6 ft/s. Under certain conditions oscillations with a period of several seconds and perfectly stable have been observed. A mathematical model has been defined and a good agreement obtained for the main characteristics of the oscillations. It seems that the dimensions of the riser have a determining effect: the inception of bulk boiling gives an important variation of the driving head which can generate oscillations due to the non-zero delay for the system to reach its equilibrium. (author) [French] Une investigation experimentale des risques d'instabilite d'ecoulement d'eau sous pression dans un canal chauffant, avec ebullition sous refroidie ou en masse a ete faite. Les essais ont ete effectues a des pressions de 40, 60 et 80 kg/cm{sup 2}. La section d'essais d'une hauteur de 1,37m etait surmontee d'une cheminee de 1 m, le tout by-passe par une conduite ou le debit pouvait varier entre 1 et 4 fois le debit dans la section d'essais. La vitesse dans la section variait entre 0,5 et 2 m/s. Dans certaines conditions, des oscillations de periode de l'ordre de quelques secondes et parfaitement stables sont apparues. Un modele mathematique a permis de retrouver les principales caracteristiques de ces oscillations. Il semble que l'influence des dimensions de la cheminee soit determinante: en effet, l'apparition de l'ebullition de masse entraine une importante variation de la hauteur motrice qui peut engendrer des oscillations entretenues a cause du retard non nul a la mise en equilibre du systeme. (auteur)

Le néo-corporatisme réinterpellé : analyse comparée de deux politiques d'accès à l'emploi, l'apprentissage industriel en Belgique et le contrat de qualification "jeunes" en France

OpenAIRE

Levêque, Audrey

2006-01-01

L'étude comparative de l'apprentissage industriel en Belgique francophone et du contrat de qualification "jeunes" en France permet de réinterpeller le modèle néo-corporatiste d'Etat social. L'analyse de l'émergence et de la mise en oeuvre de ces deux politiques publiques d'accès à l'emploi pour les jeunes peu qualifiés permet de comprendre comment elles sont réappropriées par les acteurs de terrain et ce, plus particulièrement dans la branche de la métallurgie. Si ces politiques s'adressent t...

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

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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)

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

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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

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

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

1965-07-01

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

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)

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1965-09-15

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

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)

Measurement and regulation of the level of a homogeneous plutonium reactor; Mesure et regulation du niveau d'un reacteur homogene au plutonium

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Berger, F; Bertrand, J

1958-12-01

Reactivity depends strongly on disturbances of the level of the plutonium solution In the homogeneous reactor. Proserpine has a small cylindrical core, 250 mm diameter, and 10 liters volume. With a view to reducing the dangers due to corrosion and contamination, the solution level in the core is raised by pneumatic pressure. The level is stabilized by means of a regulating system. During critical experiments the variations of the level are less than one hundredth part of a millimeter. (author) [French] Les variations du niveau de la solution de plutonium dans le reacteur homogene Proserpine ont une grosse influence sur la reactivite, car le coeur est petit (10 litres de solution dans un cylindre de diametre 250 mm). En vue de reduire les dangers dus a la corrosion et a la contamination, la commande du volume liquide est pneumatique. Nous avons realise la stabilite du niveau par une regulation qui, dans les essais en regime critique, limite les variations du plan liquide a une fraction de centieme de millimetre. (auteur)

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

Blowing loop in the EL-4 reactor: CO{sub 2} flow control analogue study; Boucle de soufflage de la centrale EL-4 - regulation du debit CO{sub 2} - etude analogique

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Chazal, G; Merle, J P; Guillemard, B [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires; Leroy, C; Robin, L; Jacquin, J C; Cornudet, A [Societe INDATOM, France (France)

1966-07-01

This report describes one study which contributed to the construction of the Monts d'Arree nuclear power station: EL-4. The reactor is cooled by a CO{sub 2} current provided by 3 turbo-blower groups. The priming vapour for the turbines is taken at the exit of the main CO{sub 2} - H{sub 2}O exchangers. The operation of EL 4 is based on a high degree of centralization of the controls which attributes an important role to the general regulation circuits. This general regulation includes in particular an internal blowing loop which controls the CO{sub 2} flow. The study of the control of this CO{sub 2} flow is made up of 3 parts: - analogue representation of the reactors cooling circuit and of the turbo blower unit. - first test campaign using the analogue computer describing the natural behaviour of the system in the absence of control. theoretical determination of the regulation factors; definition of the regulation using an analogue computer and second test campaign for recording the performances of the blowing loop. The 4. part of the report deals with the analogue study: analogue equations - development. (authors) [French] Ce rapport prend place parmi les etudes de realisation de la Centrale des Monts d'Arree EL-4. Le reacteur est refroidi par une circulation de CO{sub 2} assuree par 3 groupes turbosoufflantes. La vapeur d'entrainement des turbines est prelevee a la sortie des echangeurs principaux CO{sub 2} - H{sub 2}O. L'exploitation de EL-4 repose sur une centralisation poussee des moyens de controle-commande qui attribue un role essentiel aux circuits de regulation generale. Cette regulation generale comporte en particulier une boucle interne de soufflage qui realise un asservissement du debit de CO{sub 2}. L'etude de cette regulation du debit CO{sub 2} comprend 3 parties: - representation analogique du circuit de refroidissement du reacteur et de l'ensemble turbine-soufflante. - premiere campagne d'essais sur calculateur analogique decrivant le comportement

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)

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

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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

Underground seasonal storage of industrial waste heat; Saisonale Speicherung industrieller Abwaerme im Untergrund

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Reuss, M.; Mueller, J. [Bayerische Landesanstalt fuer Landtechnik, TU Muenchen-Weihenstephan, Freising (Germany)

1998-12-31

The thermal efficiency of subject systems, especially at higher temperatures is influenced by heat and humidity transport underground. Thermal conductivity and specific thermal capacity depend on the humidity content of the soil. A simulation model was developed that describes the coupled heat and humidity transport in the temperature range up to 90 C. This model will be validated in laboratory and field tests and then be used for designing and analysing underground stores. Pilot plants for the storage of industrial waste heat were designed and planned on the basis of this simulation. In both cases these are cogeneration plants whose waste heat was to be used for space heating and as process energy. Both plants have a very high demand of electric energy which is mostly supplied by the cogeneration plant. The waste heat is put into the store during the summer. In the winter heat is supplied by both the store and the cogeneration plant. In both cases the store has a volume of approx. 15,000 cubic metres with 140 and 210 pits located in a depth of 30 and 40 metres. The plants are used to carry out extensive measurements for the validation of simulation models. (orig.) [Deutsch] Die thermische Leistungsfaehigkeit solcher Systeme wird insbesondere im hoeheren Temperaturbereich durch den Waerme- und Feuchtetransport im Untergrund beeinflusst. Sowohl die Waermeleitfaehigkeit als auch die spezifische Waermekapazitaet sind vom Feuchtegehalt des Bodens abhaengig. Es wurde ein Simulationsmodell entwickelt, das den gekoppelten Waerme- und Feuchtetransport im Temperaturbereich bis 90 C beschreibt. Dieses Modell wird an Labor- und Feldexperimenten validiert und dient dann zur Auslegung und Analyse von Erdwaermesonden-Speichern. Basierend auf diesen theoretischen Grundlagenarbeiten wurden Pilotanlagen zur saisonalen Speicherung industrieller Abwaerme ausgelegt und geplant. In beiden Faellen handelt es sich um Kraft/Waermekopplungsanlagen, deren Abwaerme zur Gebaeudeheizung und

Globaliserede byrum

DEFF Research Database (Denmark)

Reeh, Henrik

2006-01-01

Arkitektur, globalisering, byteori, bykultur, Islands Brygge, samtidskunst, udstillingssteder, gentrification, industriel arkitektur......Arkitektur, globalisering, byteori, bykultur, Islands Brygge, samtidskunst, udstillingssteder, gentrification, industriel arkitektur...

Oxidation of steel heated in CO{sub 2} medium under pressure; Oxydation d'un acier ordinaire chauffe dans le gaz carbonique sous pression

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Darras, R; Leclercq, D; Bunard, C [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1958-07-01

Behaviour of low-alloyed steels heated in CO{sub 2} medium under pressure is reported. Tests are carried out in the range of erature reached in the CO{sub 2} cooled reactors (vessel, thermal shield, pipes). The observed weight increases are small, even after more than a thousand hours of heating at 350 deg. C, but oxidation curve looks like progressing linearly. Furthermore, the oxide formed under a pressure of 15 kg/cm{sup 2} is undoubtedly more compact and adherent than the one formed under a pressure of 1 kg/cm{sup 2}. Finally, for practical use, CO{sub 2} steel pipes surface has to be sand blast and pickled. A following phosphatizing protects it from atmospheric corrosion during assembling, but these treatments have no influence on the behaviour of these steels heated in CO{sub 2}. (author)Fren. [French] On etudie le comportement d'aciers au carbone faiblement allies, chauffes dans le gaz carbonique sous pression, aux temperatures atteintes dans les reacteurs refroidis par ce gaz (caisson, bouclier thermique, canalisations). Les augmentations de poids observees sont faibles, meme apres plus de 1000 heures de chauffage a 350 deg. C, mais l'oxydation semble se poursuivre lineairement. De plus, l'oxyde forme dans le gaz carbonique sous pression de 15 kg/cm{sup 2} est nettement plus compact et adherent que celui forme sous pression atmospherique de gaz carbonique. Enfin, dans la pratique, les surfaces d'acier du circuit de gaz carbonique sont necessairement sablees ou decapees; une phosphatation ulterieure le protege de la corrosion atmospherique pendant le montage. Ces traitements sont sans influence sur le comportement de ces aciers dans le gaz carbonique a chaud. (auteur)

Et arkitektonisk anliggende

DEFF Research Database (Denmark)

Dahl, Torben

2004-01-01

En satsning på industriel innovation må tage udgangspunkt i at etablere samarbejde mellem byggeriets parter, og projekteringen bør medtænke de kvalitative tilskud, som en avanceret industriel produktion tilbyder. Det kræver forståelse og udnyttelse af de teknologiske potentialer, der ligger i...... industriel produktion fra udvikling af komponenter over åbne systemer og byggeriets processer til det endelige værk....

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

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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

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

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

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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

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

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

1963-10-15

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

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

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

1962-03-15

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

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.

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

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)

Farmaceutische industrie

NARCIS (Netherlands)

Ros JPM; van der Poel P; Etman EJ; Montfoort JA; LAE

1995-01-01

Dit rapport over de farmaceutische industrie is gepubliceerd binnen het Samenwerkingsproject Procesbeschrijvingen Industrie Nederland (SPIN). In het kader van dit project is informatie verzameld over industriele bedrijven of industriele processen ter ondersteuning van het overheidsbeleid op het

Heat exchange and pressure drop of herring-bone fin surfaces. Experimental cell results at constant wall temperature; Echange de chaleur et perte de charge de surfaces a ailettes en chevrons. Resultats experimentaux en cellule a temperature de paroi constante

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

NONE

1968-07-01

The increase in the specific power of nuclear reactors of the gas-graphite type has necessitated the use of high performance exchange surfaces for canning the fuel (natural uranium). For this, experiments were carried out on cans fitted with herring-bone fins, at constant wall temperature; a flow of water at 100 deg. C passes inside the can which is cooled externally by a flow of CO{sub 2} at 15 bars pressure. This experimental set-up makes it possible to compare the aero-thermal performances of the different cans with an accuracy of 5 per cent. This report presents the results obtained in the form of a friction coefficient f{sub 0} and mean Margoulis number m{sub 0} as a function of the Reynolds number Re{sub 0}, this latter varying from 3 x 10{sup 5} to 9 x 10{sup 5}. (authors) [French] L'augmentation de la puissance specifique des reacteurs nucleaires de la filiere graphite-gaz a necessite l'utilisation de surfaces d'echange a hautes performances pour gainer le combustible (uranium naturel). Dans cette optique, des gaines munies d'ailettes disposees en chevron ont ete experimentees a temperature de paroi constante: un courant d'eau a 100 deg. C circule a l'interieur de la gaine qui est refroidie exterieurement par un ecoulement de CO{sub 2} sous une pression de 15 bars. Cette methode experimentale permet de situer les performances aerothermiques des gaines les unes par rapport aux autres a 5 pour cent pres. Ce rapport presente les resultats obtenus sous la forme d'un coefficient de frottement f{sub 0} et d'un nombre de Margoulis moyen m{sub 0} en fonction du nombre de Reynolds Re{sub 0}, ce dernier pouvant varier de 3. 10{sup 5} a 9. 10{sup 5}. (auteurs)

Oxidation of steel heated in CO{sub 2} medium under pressure; Oxydation d'un acier ordinaire chauffe dans le gaz carbonique sous pression

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Darras, R.; Leclercq, D.; Bunard, C. [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1958-07-01

Behaviour of low-alloyed steels heated in CO{sub 2} medium under pressure is reported. Tests are carried out in the range of erature reached in the CO{sub 2} cooled reactors (vessel, thermal shield, pipes). The observed weight increases are small, even after more than a thousand hours of heating at 350 deg. C, but oxidation curve looks like progressing linearly. Furthermore, the oxide formed under a pressure of 15 kg/cm{sup 2} is undoubtedly more compact and adherent than the one formed under a pressure of 1 kg/cm{sup 2}. Finally, for practical use, CO{sub 2} steel pipes surface has to be sand blast and pickled. A following phosphatizing protects it from atmospheric corrosion during assembling, but these treatments have no influence on the behaviour of these steels heated in CO{sub 2}. (author)Fren. [French] On etudie le comportement d'aciers au carbone faiblement allies, chauffes dans le gaz carbonique sous pression, aux temperatures atteintes dans les reacteurs refroidis par ce gaz (caisson, bouclier thermique, canalisations). Les augmentations de poids observees sont faibles, meme apres plus de 1000 heures de chauffage a 350 deg. C, mais l'oxydation semble se poursuivre lineairement. De plus, l'oxyde forme dans le gaz carbonique sous pression de 15 kg/cm{sup 2} est nettement plus compact et adherent que celui forme sous pression atmospherique de gaz carbonique. Enfin, dans la pratique, les surfaces d'acier du circuit de gaz carbonique sont necessairement sablees ou decapees; une phosphatation ulterieure le protege de la corrosion atmospherique pendant le montage. Ces traitements sont sans influence sur le comportement de ces aciers dans le gaz carbonique a chaud. (auteur)

Produktie van pigmenten

NARCIS (Netherlands)

Etman EJ; Duesmann HB; Eijssen PHM; LAE

1994-01-01

Dit rapport over de produktie van pigmenten is gepubliceerd binnen het Samenwerkingsproject Procesbeschrijvingen Industrie Nederland (SPIN). In het kader van dit project is informatie verzameld over industriele bedrijven of industriele processen ter ondersteuning van het overheidsbeleid op het

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Yiftah, S [Israel Atomic Energy Commission (Israel)

1962-03-15

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

Du Pont de Nemours

NARCIS (Netherlands)

Ros JPM; LAE

1994-01-01

Dit rapport over Du Pont de Nemours (produktie van o.a. chemische stoffen) is gepubliceerd binnen het Samenwerkingsproject Procesbeschrijvingen Industrie Nederland (SPIN). In het kader van dit project is informatie verzameld over industriele bedrijven of industriele processen ter ondersteuning

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

Ocean Data Assimilation Systems for GODAE

Science.gov (United States)

2009-09-01

Scientist, Conseil National de la Recherche Scientifique I Laboratoire des Ecoulements Geophysiques et Industriels (CNRS/LECI), Grenoble, France. Ichiro... Geophysiques et Industriels, Grenoble, France. Anthony Weaver is Senior Researcher, Centre Europeen de Recherche et de Formation Avancee en Calcul Scientifique

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)

Optimistaion énergétique d'un ensemble industriel Energy Optimization of an Industrial Installation

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Raimbault C.

2006-11-01

Full Text Available Cet article porte sur la mise au point d'une méthode d'optimisation du système de production d'utilités d'un ensemble industriel et l'étude de dispositifs destinés à économiser l'énergie. Le programme d'optimisation fait appel à la programmation linéaire. Un programme générateur de matrice et un programme de traduction des résultats ont été mis au point. On dispose ainsi d'un programme d'optimisation adapté à tout système de production d'utilités. Différents dispositifs permettant d'économiser l'énergie ont été étudiés. L'étude a porté, d'une part, sur des dispositifs classiques tels que les dispositifs de récupération de chaleur sur les fumées et, d'autre part, sur des dispositifs nouveaux. Des solutions nouvelles ont été recherchées dans deux domaines qui sont apparus essentiels : production combinée de travail et de chaleur et valorisation de calories à bas niveau. Enfin la méthode d'optimisation a été appliquée au cas d'une raffinerie réelle dont l'étude avait été effectuée récemment. L'optimisation sur une base économique a permis de dégager une économie de 9,3 % sur la consommation d'énergie, mais a surtout démontré les larges possibilités de la méthode dans son application à un cas concret. This article describes the development of a method for optimizing utilities production systems for on industrial installation and the study of energy-saving systems. The optimization program makes use of linear programming. A matrix-generating program and a result-translating program were developed. The result is an optimization program suited for any utilities production system. Different energy-saving systems were examined, including conventional systems such as heat-recovery devices as well as new systems. New solutions were sought for in two fields which appear essential, i. e. the combined production of work and heat and the valorization of low-level calories. The optimization method was

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)

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)

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

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

1964-07-01

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

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1964-07-01

detail and the connections to be employed were tested. The whole circuit is made in fairly classical materials (slightly alloyed steels) whose behaviour in the carbon dioxyde at 500 deg. C was proved. The CO{sub 2}, and heavy water circuits construction will begin in October 1964. Aerodynamic tests were carried out for the helico-centrifugal blowers (of unit power 9 MW). The choice of a pressure as high as 60 kg/cm{sup 2} does not seem to induce new problems in connection with leaks on the machine shafts. Finally, the choice of a type of CO{sub 2} - steam heat exchanger with forced circulation led Electricite de France to test the operation and stability of a prototype exchanger in its test plant The reactor will be equipped with a de-pressurizing and de-superheating system which will allow the reactor to operate at 20 p. 100 of its nominal power whether the turbo-alternator is available or not. (authors) [French] EL 4 est le prototype d'une filiere originale de reacteurs moderes a l'eau lourde et refroidis au gaz carbonique. Son etude a ete menee dans la double optique de: - realiser un reacteur suffisamment important et complet pour y tester l'ensemble des problemes de construction et d'exploitation de la filiere; - menager dans l'installation les possibilites de tenir compte des ameliorations (materiaux nouveaux, elements combustibles ameliores) qui sont etudiees par ailleurs. Le premier objectif n'etait envisageable que sous reserve d'un volume d'etudes preliminaires important. A ce titre, ont ete realises et essayes de 1962 a 1964 plusieurs canaux prototypes, hors pile, mais dans les conditions reelles de temperature et de pression. Ces essais ont montre la bonne tenue des materiaux aux difficiles conditions mecaniques et chimiques du projet. Ces installations seront d'ailleurs disponibles pour eprouver, avant mise en pile, les modifications ulterieures. D'importants essais touchant la securite du reacteur en cas d'explosion du circuit de CO{sub 2}, ont ete realises

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)

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

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

Integration of industrial risk in regional policy management. Possibilities of evaluation; L'integration du risque industriel dans les politiques de gestion territoriales. Possibilites d'evaluation

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Hubert, Philippe; Pages, Pierre

1990-02-01

Since the responsibility for risk management depends more and more on regional factors, evaluation methods and management regulations are not developed enough. This study start from the fact that an important methods exist for evaluation transport of dangerous materials in cities, risk analysis and emergency plans related to classified installations, management of quality of water, 'chronic' industrial risks at local and regional level, probabilistic estimation for industrial plants. The objective is in fact to show what risk analysis could bring to the municipality, the city or the region. [French] Alors que la responsabilite de la maitrise du risque repose de plus en plus sur les collectivites territoriales, soit dans la mouvance naturelle de la decentralisation, soit par des textes specifiques, les moyens d'evaluation et les regles de gestion sont encore tres peu developpes. Cette etude part du fait qu'un materiel important existe cependant: evaluations sur le transport des matieres dangereuses dans les villes, etudes de danger et plans d'intervention associes a la legislation sur les installations classees, gestion de la qualite de l'eau par les agences de bassin, bilans des risques industriels 'chroniques' a l'echelle locale ou regionale, evaluations probabilistes sur des objets industriels. L'objet est donc de montrer ce que peuvent apporter ces analyses dans l'evaluation du risque accidentel dans la collectivite, la ville ou, a cause des implications des strategies de prevention, le departement ou la region. L'heterogeneite de la qualite et de la quantite des resultats que l'on peut attendre en fonction des divers types de risques et de consequences est d'abord mise en valeur. Malgre leurs incertitudes, des modeles existent qui permettent de calculer les victimes d'accidents industriels 'types'. Pour les installations classees et les transports de matieres dangereuses, le calcul du risque est loin d'etre systematique, mais il est pratique. Un second domaine

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

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

1962-03-15

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

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

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

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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)

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

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

1964-07-01

organic liquids under irradiation. The equipments of Melusine are now being modernized. Siloe, another swimming-pool reactor, has been operating at 15 MW since the end of 1963. The performances achieved constitute a considerable progress in the field of swimming-pool reactors, since the fluxes obtained with Siloe are in the same order of magnitude than those which needed till now a tank type structure, whose numerous disadvantages in the fitting of experiments are well known. Siloe will be used mostly in the study of structural materials, graphites, refractory fissile materials, and for solid state physics. The reactor Pegase, in service in the Cadarache Nuclear Centre since 1963, is intended solely for testing full-scale fuel elements of EDF and EL 4 types. The current programme, for the eight loops of the reactor, covers the elements for the reactors EDF 2, EDF 3 and EL 4. New loops are in the course of being studied for the fuel elements of the EDF 4 and EDF 5 reactors. The general line of the CEA programmes has shown up the considerable need for fast neutron irradiations. The reactor Osiris which is in the course of being constructed will serve to complement the CEA's equipment in this field and at the same time fill the gap which will be left in the near future in the Centre de Saclay by the closing down of EL 2. Osiris is a light water reactor whose special structure will allow it to function at 50 MW without the disadvantages usually associated with the presence of a heavy waterproof tank. This reactor, which should be put into service in 1966, is mainly intended for the investigation of structural materials, graphite and refractory fuels; it will also serve to increase the production of high specific activity isotopes, and to develop activation analysis techniques. (authors) [French] Les auteurs examinent successivement les differents reacteurs de recherche en service dans les Centres du Commissariat a l'Energie Atomique. Ils retracent brievement l'histoire de ces

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

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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

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

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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

Utilisation des antibiotiques et profil de résistance des souches de ...

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sanitaire des élevages avicoles (OMS/FAO,. 2002 ; Chahed, 2007). Considérées le plus souvent comme des .... base du type d'exploitation : la première de type semi-industriel et la seconde de type traditionnel. Les ... industriel sur les antibiotiques enregistrés était de 100% et largement supérieure à celui observé chez les ...

AS_599_A4 OK

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AKA BOKO

Résumé. L'Algérie a mis en place un réseau industriel dense, concentrant des secteurs polluants et gros ... Mots-clés : métaux lourds, rejet liquide, déchets industriels, pollution, environnement, oued Meboudja, ... Pour évaluer les concentrations en éléments traces métalliques (ETM) dans les eaux de l'oued Meboudja.

Production of a magnetic field of 1 600 000 At/m in a non-magnetic region of volume 0.5 cubic decimeters by a coil cooled by liquid hydrogen (1963); Production d'un champ magnetique de l 600 000 At/m dans un milieu non magnetique dont le volume est 0,5 decimetre cube. Enroulement refroidi a l'hydrogene liquide (1963)

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

1963-07-01

The eventual application of the technique of cryogenic coils for the production of magnetic fields for liquid hydrogen bubble chambers has led us to the study and construction of two copper coils (cooled in a bath of liquid hydrogen). Part one treats certain generalities concerning the resistivity of several pure metals at very low temperatures, the gain in power, thermal isolation and the choice of conductor and power supply. Part two describes the experimental arrangement. The last part is devoted to a description of the two coils which were constructed, and to the results obtained. (author) [French] L'application eventuelle de la technique des ''bobines cryogeniques'' aux chambres a bulles a hydrogene liquide pour la production du champ magnetique nous a conduits a l'etude et a la construction de deux bobines en cuivre (refroidies dans un bain d'hydrogene liquide). La premiere partie traite de generalites concernant la resistivite de quelques metaux purs, a tres basse temperature, le gain de puissance, l'isolement thermique et le choix du conducteur et de l'alimentation electrique. Dans la seconde partie on decrit l'installation d'essais. La derniere partie est consacree a la description des deux bobines realisees et aux resultats obtenus. (auteur)

Bois-Noirs ore. Recovery of uranium of solutions from acid treatment. Results of industrial tests at the Gueugnon plant; Minerai des Bois-Noirs. Recuperation de l'uranium des solutions d'attaques acides. Resultats des essais industriels effectues a l'usine de Gueugnon

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Le Bris, J

1959-04-01

Industrial-scale tests are reported of the efficiency of two recovery processes for the separation of uranium from sulfuric acid pickling solutions used on ore from Bois-Noirs, at the Gueugnon works. The final stage of each process is sodium uranate. The earlier part of the report deals with tests of the separation of uranium from foreign metals by fractional precipitation. The second part deals with the separation of uranium from these metals by carbonation of the solutions. (author) [French] Le present rapport concerne les essais industriels de deux procedes de recuperation de l'uranium de solutions d'attaque sulfurique du minerai des Bois-Noirs a l'usine de Gueugnon. Le stade final pour ces deux procedes etant l'uranate de sodium, une premiere partie est consacree aux essais de separation de l'uranium des metaux etrangers par precipitation fractionnee; une deuxieme partie est consacree aux essais de separation de l'uranium des metaux etrangers par carbonatation des solutions d'attaque du minerai. (auteur)

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

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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)

Research into zirconium alloys resistant to carbon dioxide under pressure at temperatures of up to 600 deg C (1963); Recherche d'alliages de zirconium compatibles avec le gaz carbonique sous pression jusqu'a 500 ou 600 deg C (1063)

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Baque, P; Dominget, R; Bossard, J [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1963-07-01

Zirconium is a metal having a relatively low neutron capture cross-section and a high melting point; it is thus possible to consider its use in particular as a canning material for fuel elements in CO{sub 2}-cooled nuclear reactors. A preliminary study of several types of zirconium showed that the metal is already strongly oxidised in this gas at 500 deg C. The 'breakaway' phenomenon is generalised; the oxidation rate is then linear and depends on the carbon dioxide pressure. An attempt was therefore made to find binary and tertiary alloys in order to improve the metal behaviour. Several interesting compositions were found: 1, 1.6 and 2.5 per cent of copper, 2 per cent of vanadium, and 0.05 and 0.5 per cent of calcium. Tertiary copper-molybdenum and copper-phosphorus alloys are also less liable to oxidation and in particular do not exhibit the 'breakaway' phenomenon even after a prolonged treatment at 600 deg C. (authors) [French] Le zirconium se trouve parmi les metaux a section de capture neutronique relativement faible et possede une temperature de fusion elevee; aussi peut on songer a l'employer notamment comme materiau de gainage d'elements combustibles pour reacteurs nucleaires refroidis au gaz carbonique. Une etude prealable de plusieurs qualites de zirconium a montre que le metal est deja assez fortement oxyde dans ce gaz des 500 deg C. En effet, le phenomene de ''breakaway'' est general; la vitesse d'oxydation devient alors lineaire et depend de la pression du gaz carbonique. La recherche d'alliages binaires et ternaires a donc ete entreprise afin de tenter d'ameliorer le comportement du metal. Elle a permis d'aboutir a quelques compositions interessantes: cuivre 1, 1,6 et 2,5 pour cent, vanadium 2 pour cent, et calcium 0,05 et 0,5 pour cent. Des alliages ternaires au cuivre-molybdene et cuivre-phosphore sont egalement moins oxydables, et en particulier ne presentent pas le phenomene de ''breakaway'', meme apres une longue exposition a 600 deg C. (auteurs)

International trade, market risk, and multinational corporations

OpenAIRE

Su, Qi

2003-01-01

In dieser Arbeit werden in vier Kapiteln vier Themen der Weltwirtschaft behandelt: (1) Weshalb konzentrieren sich intra-industrieller Handel und intra-industrielle Investitionen auf Industrieländer? (2) Wieso ist es für ein multinationales Unternehmen wichtig, dauerhaft Technologieführer zu sein? (3) Weshalb sind multinationale Unternehmen in Bezug auf risikoaverses Verhalten erfolgreicher? (4) Weshalb ist freie Faktormobilität nicht ausreichend, um eine Produktionskonvergenz zwischen Industr...

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)

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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)

Conception et calibration d'un sonoreacteur pour l'oxydation de la cellulose par le systeme TEMPO/NaOCl/NaBr

Science.gov (United States)

Paquin, Michel

grande consommation d'energie et de reactif qui rend le procede difficilement accessible au milieu industriel. L'utilisation des ultrasons lors de la reaction d'oxydation permet de reduire de 50% le temps de reaction et d'autant la consommation de produits chimiques. Actuellement le processus d'oxydation s'effectue en mode discontinu pour une quantite de 20 grammes de pate dans un reacteur en verre dans un bain a ultrason. L'objectif principal de ce travail est d'elaborer un sonoreacteur en mode semi-continu afin d'etre en mesure de transferer une reaction d'oxydation du mode discontinu en mode semi-continu. Le transfert de reaction sera effectue en realisant la calibration de l'activite acoustique des deux differents reacteurs, discontinu et semi-continu, par la methode de Weissler. La methode de Weissler quantifie le taux de production radicalaire en mesurant la formation d'iode moleculaire d'une solution aqueuse d'iodure de potassium sous ultrason. Suite a sa calibration, le sonoreacteur pilote (mode semi-continu) a demontre une augmentation de la production radicalaire de 683 % a 170 kHz en comparaison avec l'utilisation d'un bain a ultrason a la meme frequence. Lors de la reaction d'oxydation, la puissance optimale utilisee dans le bain a ultrason a 170 kHz est de 1000 W. La puissance utilisee selon les resultats de calibration obtenue dans le sonoreacteur pilote est de 125 W soit une diminution de l'energie appliquee de 87,5 %. Lors de la reaction d'oxydation, le taux de production des groupements carboxylates est de 2,6 mmol COOH kg/min dans le bain a ultrason et de 6,87 mmol COOH kg/min dans le sonoreacteur pilote soit une augmentation de 164% du taux de formation. Selon les resultats obtenus, l'utilisation d'un sonoreacteur en mode continu peut etre envisageable pour la reaction d'oxydation de la cellulose par le systeme TEMPO-NaOCl-NaBr en industrie au niveau industriel.

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

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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.

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

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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

A dinâmica produtiva recente da metrópole paulista: das perspectivas pós-industriais à consolidação do espaço industrial de serviços

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Rogério dos Santos Acca

2006-01-01

Full Text Available Dans cet article, on cherche à montrer du point de vue à la fois théorique et empirique que l'industrie reste le point central des changements socioéconomiques subis par la région métropolitaine de São Paulo (RMSP et ses environs dans les dernières années; pour cela, on signale les éléments prouvant que les secteurs industriels de cette ville sont à l'origine des mouvements de réaménagement territorial de la production de l'État de São Paulo. On essaie de montrer que l'optique de la métropole post-industrielle et de la progression du développement industriel vers les autres villes de l'État peut nuire à une bonne compréhension du rôle que sont censés jouer les engrenages industriels de la ville sur des programmes de développement.

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

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

1959-07-01

1) The concept of an effective removal cross section has been developed in order more easily to compute reactor shielding thicknesses. We have built an experimental facility for the purpose of measuring effective removal cross sections, the value of which had not been published at that time. The first part of this paper describes the device or facility used, the computation method applied, and the results obtained. 2) Starting from this concept, we endeavoured to define a removal cross section as a function of energy. This enabled us to use the method for computations bearing on the attenuation of fast neutrons of any spectrum. An experimental verification was carried out for the case of fission neutrons filtered by a substantial thickness of graphite. 3) Finally, we outline a computation method enabling us to determine the sources of captured gamma rays by the age theory and we give an example of the application in a composite shield. (author) [French] 1) La notion de section efficace effective de deplacement a ete introduite pour calculer commodement les epaisseurs de protection des reacteurs. Nous avons construit un dispositif experimental destine a mesurer les sections efficaces effectives de deplacement dont la valeur n'avait pas ete publiee a cette epoque. La premiere partie de cette communication decrit le dispositif utilise, la methode de calcul employee et les resultats obtenus. 2) A partir de cette notion, nous avons essaye de definir une section efficace de deplacement fonction de l'energie. Ceci permet d'utiliser la methode du deplacement pour des calculs d'attenuation de neutrons rapides dont le spectre est quelconque. Une verification experimentale a ete faite dans le cas de neutrons de fission filtres par une epaisseur notable de graphite. 3) Enfin une methode de calcul permettant de determiner les sources de gamma de capture par la theorie de l'age est exposee et un exemple d'application donne dans une protection composite. (auteur)

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1958-07-01

1. The concept of an effective removal cross section has been developed in order more easily to compute reactor shielding thicknesses. We have built an experimental facility for the purpose of measuring effective removal cross sections, the value of which had not been published at that time. The first part of this paper describes the device or facility used, the computation method applied, and the results obtained. 2. Starting from this concept, we endeavored to define a removal cross section as a function of energy. This enabled us to use the method for computations bearing on the attenuation of fast neutrons of any spectrum. An experimental verification was carried out for the case of fission neutrons filtered by a substantial thickness of graphite. 3. Finally, we outline a computation method enabling us to determine the sources of captured gamma rays by the age theory and we give an example of the application in a composite shield. (author)Fren. [French] 1. La notion de section efficace effective de deplacement a ete introduite pour calculer commodement les epaisseurs de protection des reacteurs. Nous avons construit un dispositif experimental destine a mesurer les sections efficaces effectives de deplacement dont la valeur n'avait pas ete publiee a cette epoque. La premiere partie de cette communication decrit le dispositif utilise, la methode de calcul employee et les resultats obtenus. 2. A partir de cette notion, nous avons essaye de definir une section efficace de deplacement fonction de l'energie. Ceci permet d'utiliser la methode du deplacement pour des calculs d'attenuation de neutrons rapides dont le spectre est quelconque. Une verification experimentale a ete faite dans le cas de neutrons de fission filtres par une epaisseur notable de graphite. 3. Enfin une mde de calcul permettant de determiner les sources de gamma de capture par la theorie de l'age est exposee et un exemple d'application donne dans une protection composite. (auteur)

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)

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

Materials flow management in the metal industry. Design and techno-economical analysis of industriyl recycling concepts; Stoffstrommanagement in der Metallindustrie. Zur Gestaltung und techno-oekonomischen Bewertung industrieller Recyclingkonzepte

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Haehre, S.

2000-07-01

Materials flow management is an attempt to cope with excessive consumption of resources and with the large-scale release of pollutants, both of which are hazards of our industrialised society. It is necessary to analyse materials and energy flow along interconnected product and process chains to develop suitable concepts, e.g. for innovative environmental protection and recycling measures. A planning instrument is designed for this purpose which is based on a combination of flowsheeting models common in chemical process engineering and material flow networks based on Petri nets. Its application enables computer-assisted design and techno-economic evaluation of industrial recycling concepts, so that decision makers in enterprises and administrations will be given a tool for in-house and external material flow management. In the implementation stage, the flowsheeting system 'Aspen Plus' and the eco-banancing tool 'Umberto' were used, and exemplary problems of material flow management in the steel and zinc industry were investigated. [German] Zur Ueberwindung negativer Umwelteinfluesse der Industriegesellschaft, die inbesondere aus dem Ressourcenverbrauch und der Freisetzung grosser Schadstoffmengen resultieren, werden Massnahmen im Sinne des Stoffstrommanagements gefordert. Die Entwicklung geeigneter Konzepte, etwa zum Einsatz innovativer Umweltschutz- und Recyclingmassnahmen, macht die Analyse von Stoff- und Energiestroemen entlang vernetzter Produkt- und Prozessketten erforderlich. Hierfuer wird ein Planungsinstrument konzipiert, das auf einer Kombination verfahrenstechnischer Flowsheeting-Modelle und Petri-Netz-basierter Stoffstromnetze beruht. Sein Einsatz ermoeglicht computergestuetzt die Gestaltung und techno-oekonomische Bewertung industrieller Recyclingkonzepte, so dass Entscheidungstraeger in Unternehmen und Behoerden ein Hilfsmittel zum betrieblichen und betriebsuebergreifenden Stoffstrommanagement erhalten. Bei der Implementierung

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)

Modstandssvejsning, Forskning og udvikling på Institut for Produktion og Ledelse, DTU

DEFF Research Database (Denmark)

Bay, Niels

2002-01-01

Modstandssvejsning finder udbredt anvendelse i industriel produktion af automobiler, fly, elektronik, radiatorer, containere, pumper m.m. til sammenføjning af ens og forskellige metaller (f.eks. C-stål, højstyrkestål, kobber, sølv, nikkel, aluminium og titan legeringer).......Modstandssvejsning finder udbredt anvendelse i industriel produktion af automobiler, fly, elektronik, radiatorer, containere, pumper m.m. til sammenføjning af ens og forskellige metaller (f.eks. C-stål, højstyrkestål, kobber, sølv, nikkel, aluminium og titan legeringer)....

Valorisation de chaleur à bas niveau thermique Upgrading Low-Thermal-Level Heat

OpenAIRE

Cohen G.; Rojey A.

2006-01-01

La mise en oeuvre à la fois de cycles thermodynamiques et de fluides adaptés permet d'élargir considérablement les possibilités de récupération et de valorisation de la chaleur à bas niveau contenue dans les rejets thermiques industriels, l'eau géothermale, le rayonnement solaire ou le milieu environnant. Ceci permettra une meilleure préservation des ressources énergétiques dans les principaux secteurs consommateurs d'énergie : résidentiel, tertiaire et industriel. On décrit les possibilités ...

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)

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1961-07-01

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

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

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

Fremtidens produktion - på mikro og nano niveau

DEFF Research Database (Denmark)

Hansen, Hans Nørgaard

Der tales seriøst om nanoteknologi som et nyt segment hos produktionsvirksomhederne, og alle kan se, at chip-topologien når nano-dimensioner i løbet af 2003 - 2005. Det er en stor udfordring at skabe det operationelle grundlag for en industriel produktion af mikro-teknologiske produkter. Efterhån......Der tales seriøst om nanoteknologi som et nyt segment hos produktionsvirksomhederne, og alle kan se, at chip-topologien når nano-dimensioner i løbet af 2003 - 2005. Det er en stor udfordring at skabe det operationelle grundlag for en industriel produktion af mikro-teknologiske produkter...

Pompes à chaleur dans l'industrie Heat Pumps in Industry

OpenAIRE

Benchecroun N.

2006-01-01

Les pompes à chaleur pourraient permettre une réduction de la consommation énergétique de l'industrie française estimée à 3,5 Mtep à l'horizon 1990 (300 000 tep en 1982). Ces installations se situeront dans les domaines du chauffage des locaux industriels, du séchage à basse température, du réchauffage de liquides et de certaines opérations de fractionnement. Pour les utilisations dans des procédés industriels les secteurs concernés sont principalement les industries agroalimentaires et, à pl...

Les déchets militaires : De la conception aux impacts territoriaux

OpenAIRE

Charriere, Elodie; Baudoui, Remi

2017-01-01

Classiquement, la notion de déchet est articulée autour de deux concepts distincts : les déchets ménagers et les déchets industriels. Etant donné le polymorphisme de cette notion et les nombreuses représentations lui incombant, le terme de déchet s’est construit autour de diverses catégories établies dans une triple logique : (i) en fonction de leurs sources de production – déchets industriels, déchets agricoles, déchets hospitaliers, déchets ménagers ; (ii) en fonction de leur consistance – ...

Exergetic balances and analysis in a Process Simulator: A way to enhance Process Energy Integration

OpenAIRE

Ghannadzadeh, Ali

2013-01-01

Dans un contexte de réduction des émissions de gaz à effet de serre (GES) et de forte volatilité du prix des énergies, les investissements en efficacité énergétique des sites industriels résultent souvent d'un processus de décision complexe. L'industriel doit pouvoir disposer d'outils lui permettant d'élaborer les solutions d'efficacité énergétique envisageables sur son site. Outre la recherche des sources d'énergie alternatives, que sont les énergies renouvelables, qui n'atteindront leur mat...

Study of a method of detection for natural carbon-14 using a liquid scintillator, recent variations in the natural radio-activity due to artificial carbon-14 (1963); Etude d'une methode de detection du carrons 14 naturel, utilisant un scintillateur liquide - variations recentes de l'activite naturelle dues au carbone 14 artificiel (1963)

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1963-06-15

environs du site de Saclay, accroissement provoque par le carbone 14 rejete sous forme de {sup 14}CO{sub 2} par les reacteurs refroidis partiellement a l'air exterieur. (auteur)

Study of a method of detection for natural carbon-14 using a liquid scintillator, recent variations in the natural radio-activity due to artificial carbon-14 (1963); Etude d'une methode de detection du carrons 14 naturel, utilisant un scintillateur liquide - variations recentes de l'activite naturelle dues au carbone 14 artificiel (1963)

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1963-06-15

carbone 14 rejete sous forme de {sup 14}CO{sub 2} par les reacteurs refroidis partiellement a l'air exterieur. (auteur)

Master i Industriel Informationsteknologi

DEFF Research Database (Denmark)

Knudsen, Morten

2000-01-01

Målgruppen for denne åbne Masteruddannelse, som udbydes af Aalborg Universitet i samarbejde med IT-Vest, er personer, som dagligt arbejder med teknisk IT, og som har en videregående uddannelse på bachelorniveau. Uddannelsen, som er 3- årig på ½ tid, startede September 1998, og det samlede optag d...

Master i Industriel Informationsteknologi

DEFF Research Database (Denmark)

Knudsen, Morten

2001-01-01

Målgruppen for denne åbne Masteruddannelse, som udbydes af Aalborg Universitet i samarbejde med IT-Vest, er personer, som dagligt arbejder med teknisk IT, og som har en videregående uddannelse på bachelorniveau. Uddannelsen, som er 3- årig på ½ tid, startede September 1998, og det samlede optag d...

Global Industriel E-handel

DEFF Research Database (Denmark)

Rask, Morten

Afhandlingen undersøger danske industrivirksomheders transformationsproces på vej mod en ny æra, hvor Internettet anvendes som et centralt redskab i samhandelen med andre virksomheder, og hvor virksomhedens konkurrenceevne og globaliseringsproces styrkes som følge af anvendelsen. Formålet med afh...

Industriel patriarkalisme som moderniseringsstrategi

DEFF Research Database (Denmark)

Rasmussen, Marianne Rostgård

2003-01-01

with hierachical social relations between industrialists and workers, specifying a set of duties and obligations for each of the two parties to meet. Industrialists were, among other things, expected to care for workers who were no longer able to provide for themselves due to illness or old age. The article...... discusses different schemes for taking care of ill and aged workers and shows that such schemes were relatively common around 1900. The discussion focuses on norms and practices, not effects. Whether the schemes actually resulted in lessened social tensions during the transformation to an industrial society...

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)

Activity report 1999; Rapport d'activites 1999

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

NONE

1999-07-01

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

Activity report 1998

International Nuclear Information System (INIS)

1998-01-01

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

Activity report 1999

International Nuclear Information System (INIS)

1999-01-01

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

112 Résumé Abstract

African Journals Online (AJOL)

BRIANT

Briant KALL et al. Pour nos mesures, deux chaînes de spectrométrie gamma sont utilisées : un détecteur à scintillation NaI (Tl) de dimension 3*3 in. relié à un micro-ordinateur muni d'un logiciel Scinti-Vision et un détecteur à semi- conducteur HPGe de même dimension refroidi avec de l'azote liquide et connecté à un autre ...

Intégration d'un système de Retour d'Expériences à un PLM

OpenAIRE

Bertin, Aurélie

2012-01-01

Les travaux présentés dans cette thèse s’inscrivent dans une problématique d’amélioration continue appliquée aux produits et aux processus industriels, par la mise en place d’un système de Retour d’Expérience (REx) couplé au système PLM (Product Lifecycle Management) de gestion du cycle de vie du produit. Les développements, menés dans le cadre d’un partenarial industriel, ciblent l’établissement d’une solution de valorisation du patrimoine immatériel de l’entreprise, constitué des expérience...

Activity report 1999; Rapport d'activites 1999

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

NONE

1999-07-01

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

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

Compréhension des mécanismes de séchage dans les matériaux de construction : cas du plâtre

OpenAIRE

SECK, Mamadou Diaga

2015-01-01

Les enjeux liés aux problématiques de développement durable encouragent de plus en plus d'industriels, dans le secteur du bâtiment, à se lancer dans une politique de réduction de la consommation énergétique de leurs procédés industriels. C'est dans ce cadre qu'est menée cette étude, où nous nous intéressons au cas particulier de la fabrication des plaques de plâtre, qui de par les qualités qu'elles présentent liées à leur caractère pratique et rapide à poser (temps pour le neuf que la rénovat...

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

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Hipolito A.I.

2010-09-01

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

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)

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)

Militärisch-Industrieller Komplex?

DEFF Research Database (Denmark)

Nørby, Søren

2015-01-01

Aufgedeckte Fehlentwicklungen und Missstände bei der Beschaffung von Rüstungsgütern für die Bundeswehr schrecken die deutsche Öffentlichkeit immer wieder – wenn auch nur kurzfristig – auf. Dabei werden in den Diskussionen häufig Argumentationsmuster und Begriffe aus der Zeit des Kalten Krieges...... verwendet, die auch damals schon nur bedingt der Realität entsprachen. So ist zum Beispiel der weithin bekannte Begriff des »Militärisch-Industriellen Komplexes« für die Verhältnisse in Deutschland bis zum heutigen Tag unpassend. Dennoch ist weder in der Geschichts-, noch in der Politik- oder in den...

CRN: 1986 progress report

International Nuclear Information System (INIS)

1987-01-01

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

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

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

G 2 reactor project; Projet de pile a double fin: G 2

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Ailleret, [Electricite de France (EDF), Dir. General des Etudes de Recherches, 75 - Paris (France); Taranger, P; Yvon, J [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1955-07-01

The CEA actually constructs the G-2 reactor core working with natural uranium, which will use graphite as moderator, and gas under pressure as cooling fluid. This report presents the specificity of the new reactor: - the different elements of the reactor core, - the control and the security of the reactor, - the renewal of the fuel, - the biologic surrounding wall, - and the cooling circuit. (M.B.) [French] le Commissariat a l'Energie Atomique construit actuellement la pile G-2 a Uranium naturel, qui utilisera le graphite comme moderateur, et le gaz sous pression comme fluide de refroidissement. Ce rapport presente les specificite du nouveau reacteur: - les differents elements de la pile, - le controle et la securite du reacteur, - le renouvellement du combustible, - l'enceinte biologique, - et le circuit de refroidissement. (M.B.)

Sodium purification in Rapsodie; La purification du sodium a Rapsodie

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1968-07-01

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

Valorisation de chaleur à bas niveau thermique Upgrading Low-Thermal-Level Heat

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Cohen G.

2006-11-01

Full Text Available La mise en oeuvre à la fois de cycles thermodynamiques et de fluides adaptés permet d'élargir considérablement les possibilités de récupération et de valorisation de la chaleur à bas niveau contenue dans les rejets thermiques industriels, l'eau géothermale, le rayonnement solaire ou le milieu environnant. Ceci permettra une meilleure préservation des ressources énergétiques dans les principaux secteurs consommateurs d'énergie : résidentiel, tertiaire et industriel. On décrit les possibilités que présentent : - Les cycles thermodynamiques directs (pompes de chaleur à compression ou à absorption dans le domaine du chauffage résidentiel et tertiaire où elles sont déjà bien implantées et dont les applications commencent à pénétrer le secteur industriel. - Les cycles thermodynamiques inverses (thermotransformateurs et cycles moteurs à fluide organique pour lesquels les progrès techniques accomplis et l'accroissement du prix de l'énergie devraient permettre d'en assurer la diffusion progressive dans le secteur industriel. The implementation of both thermodynamic cycles and suitable fluids makes for a considerable widening of the capacity to recover and upgrade the low-level heat contained in industrial heat wastes, geothermal water, solar radiation or the surrounding environment. This will make for better conservation of energy resources in the leading sectors of energy consumption, i. e. residential, tertiary and industrial. This article describes these possibilities in the form of: (a Direct thermodynamic cycles (compression or absorption heat pumps in the field of home and tertiary heating where they have already obtained a solid foothold and for which applications are beginning te penetrate into the industrial sector. (b Reverse thermodynamic cycles (heat transformers and organic-fluid motor cycles for which the technical advances made and the increase in energy prices should enable them to spread progressively

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

A semi-automatic device for measuring osmotic pressures (1962); Un dispositif semi-automatique pour la mesure des pressions osmotiques (1962)

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1962-07-01

A cryoscopic apparatus for measuring osmotic pressure in small samples (0.1 ml) is described. The sample is frozen by air cooled dry ice or liquid nitrogen; the temperature is measured by a thermistor resistance and a recording millivoltmeter. (author) [French] Un appareil cryometrique pour la mesure des pressions osmotiques sur des petits echantillons (0,1 ml) est decrit. L'echantillon est congele par une circulation d'air refroidi par de la carboglace ou de l'azote liquide; sa temperature est mesuree par une thermitance associee a un millivoltmetre enregistreur. (auteur)

The development of a pilot industrial irradiation facility; Realisation d'une station d'irradiation {gamma} a caractere 'semi-industriel'

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Balestic, F; Leveque, P; Prevost, C; Comte, G [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1958-07-01

Saclay, utilisee pour le stockage des barres d'uranium apres leur defournement, a ete specialement amenagee pour permettre des irradiations sur des quantites semi-industrielles de produits chimiques et alimentaires. Des calculs de flux {gamma} ont montre qu'il etait possible de realiser des sources intenses et d'irradier de grands volumes avec des arrangements particuliers de barres dans la casemate. L'installation comporte ainsi deux parties ou different la repartition des barres et les dispositifs d'irradiation. Dans une premiere chambre betonnee et climatisee, 9 rangees verticales de barres d'uranium et de canaux a irradiation alternent avec un ecartement minimum de fa n a constituer un assemblage compact. Le diametre des canaux varie de 10 a 20 cm et la hauteur de chargement utile, 70 cm, correspond a la zone sensiblement uniforme du rayonnement. Dans une deuxieme chambre maintenue a -7 deg. C, des balancelles (h: 70 cm, Q: 35 cm) guidees par un monorail circulent autour d'une seule rangee de 20 barres. La carte des flux y a l'interieur de la casemate a ete etablie par une methode de calcul deja utilisee pour les barres de la pile EL2 a Saclay. Le champ du rayonnement varie dans le temps principalement au cours des premiers mois apres le defournement et suivant le motif geo etrique adopte pour les barres. Les intensites d onisation theoriques sont comprises entre dix mille et plusieurs millions de roentgens par heure. Ces valeurs sont comparees aux resultats obtenus avec les dosimetres chimiques au sulfate ferreux et a l'acide oxalique. En outre, des verreseurs etalonnes avec des sources de cobalt permettent un controle rapide de la dose delivree aux balancelles du convoyeur durant leur parcours dans la chambre froide. La casemate de desactivation de EL3 constitue de par sa capacite de traitement la premiere realisation en France d'une station d'irradiation {gamma} a caractere semi-industriel effectuee avec le concours des services du Commissariat a l

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

Study of radioactivity diffusion for bitumen-coated blocks produced by an industrial coating plant; Etude de la diffusion de la radioactivite de blocs d'enrobes bitumineux en provenance d'un atelier d'enrobage industriel

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1969-07-01

The solidification by bitumen of chemical coprecipitation sludges from the Marcoule waste treatment station has been studied in the laboratory and has led to the construction of an industrial coating plant. The quality of the coated material obtained has been controlled by the lixiviation test carried out with ordinary water and with sea-water on 45 ml laboratory samples and on industrial coated blocks of 150 litres. Tests on blocks of such a size have necessitated the installation of three special tanks. Two, each of 2000 litres capacity, contain ordinary and sea-water which was continuously recycled at a rate of 2.5 cm/hr and renewed periodically. In the third tank having a capacity of 11000 litres, the coated block was buried in earth and sprinkled with ordinary water with a view to studying the migration of radioelements in soil. The results of these tests confirm those obtained during the laboratory experiments. (authors) [French] La solidification par le bitume des boues de coprecipitation chimique de la station de traitement des effluents du Centre de Marcoule, etudiee en laboratoire, a conduit a la realisation d'une installation industrielle d'enrobage. La qualite de l'enrobe obtenu a ete controlee par le test de lixiviation qui a ete effectue en eau ordinaire et en eau de mer sur des echantillons de laboratoire de 45 ml et sur des blocs d'enrobe industriel de 150 litres. L'experimentation sur des blocs de telles dimensions a necessite l'installation de 3 cuves speciales. Deux, d'une capacite de 2000 litres, contiennent de l'eau ordinaire et de l'eau de mer recyclees en permanence a une vitesse de 2.5 cm/h et renouvelees periodiquement. Dans la 3eme cuve d'une capacite de 11000 litres, le bloc d'enrobe a ete enfoui dans de la terre et asperge d'eau ordinaire afin d'etudier la migration des radioelements dans le sol. Les resultats de ces essais confirment ceux obtenus au cours des tests de laboratoire. (auteurs)

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1963-10-15

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

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)

1593-IJBCS-Article-Koffi René Dongo

African Journals Online (AJOL)

hp

Impacts des effluents liquides industriels sur l'environnement urbain ... 1Laboratoire de Gestion de l'Environnement et des Risques (LAGERIS), Institut ... des déchets, sont devenues une préoccupation ... chimiques: à l'état solide ou dissous,.

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1962-03-15

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

Dominique Perrault' realistlik teater / Andres Kurg

Index Scriptorium Estoniae

Kurg, Andres, 1975-

1999-01-01

Prantsuse arhitekti Dominique Perrault' näitus Eesti Arhitektuurimuuseumis Rotermanni soolalaos. Hoonetest: Hotel Industriel Berlier (1985-1990) ja Rahvusraamatukogu Pariisis, Berliini 2000. a. olümpiamängude velodroom ja ujula, Tehnikaraamatute keskus Marne-la Valleés (1992-1998).

Changements à la tête du CERN - Robert Aymar aux commandes pour 5 ans.

CERN Multimedia

2003-01-01

"Une nouvelle équipe prendra les rênes du CERN à partir du 1er janvier. Le Francais Robert Aymar, anciennement directeur du Projet de reacteur thermonucleaire experimental international (ITER), dirigera le centre de recherche pour la periode 2004-2008" (1 page).

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

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

ouverture des industries à la concurrence allaient occasionner la fermeture de certaines entreprises, mais que le secteur industriel dans son ensemble en ressortirait plus productif et plus compétitif. Date de début : 7 mai 2006. End Date: 1 ...

25 Utilisation d'un nouveau bio-floculant extrait de cactus marocain ...

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AKA BOKO

chimique (coagulation floculation) afin de traiter des rejets liquides chargés en chrome. (VI). Ce bio-floculant nous a permis de réduire la turbidité d'un effluent industriel, en .... Spectrophotomètre UV-Visible, type UV-160 mode SHIMADZU.

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

Oklo: The fossil nuclear reactors. Physics study - Translation of chapters 6, 13 and conclusions

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Naudet, R [CEA, Paris (France)

1996-09-01

Three parts of the 1991 book `Oklo: reacteurs nucleaires fossiles. Etude physique` have been translated in this report. The chapters bear the titles `Study of criticality`(45 p.), `Some problems with the overall functioning of the reactor zones`(45 p.) and `Conclusions` (15 p.), respectively.

Oklo: The fossil nuclear reactors. Physics study - Translation of chapters 6, 13 and conclusions

International Nuclear Information System (INIS)

Naudet, R.

1996-09-01

Three parts of the 1991 book 'Oklo: reacteurs nucleaires fossiles. Etude physique' have been translated in this report. The chapters bear the titles 'Study of criticality'(45 p.), 'Some problems with the overall functioning of the reactor zones'(45 p.) and 'Conclusions' (15 p.), respectively

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)

Evaluation et cartographie de la vulnérabilité à la pollution des eaux ...

African Journals Online (AJOL)

La ville de Guelma a connue un développement industriel, agricole et urbain ...... Thèse de Doctorat en hydrogéologie . ... DRASTIC et SYNTACS:Cas de la ville de M'bahiakro, Centre de la Côte d'Ivoire, International Journal of Innovation and.

Data acquisition. GRAAL experiment. Hybrid reactor experiment. AMS experiment

International Nuclear Information System (INIS)

Barancourt, D.; Barbier, G.; Bosson, G.; Bouvier, J.; Gallin-Martel, L.; Meillon, B.; Stassi, P.; Tournier, M.

1997-01-01

The main activity of the data acquisition team has consisted in hardware and software developments for the GRAAL experiment with the trigger board, for the 'Reacteurs Hybrides' group with an acquisition board ADCVME8V and for the AMS experiment with the monitoring of the aerogel detector. (authors)

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

An instrument for measuring doubling time; Un appareillage de mesure de temps de doublement

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1956-07-01

The instrument described here allows the direct and almost immediate measurement, with a precision of the order of 1 per cent, of the time taken by a reactor to double its power. The method of measurement consists of noting the instants when the power of the reactor passes the levels P{sub 1} and P{sub 2} such that P{sub 2} = 2 P{sub 1}, and of measuring the time lapse between these two instants. The instrument picks out, in the course of one rise in power, several levels, P{sub 1}, P{sub 2}, P{sub 3}... etc, chosen in such a manner as to give several successive measurements of the doubling time. It is also capable of making these same measurements when the reactor is working below the critical level. (author) [French] L'appareil decrit ici permet la mesure directe et quasi immediate du temps de doublement de la puissance d'un reacteur avec une precision de l'ordre de 1 pour cent. La methode de mesure consiste a reperer les instants de passage de la puissance du reacteur par des niveaux P{sub 1} et P{sub 2} tels que P{sub 2} = 2 P{sub 1}, et a mesurer le temps ecoule entre ces deux instants. L'appareil repere, au cours d'une meme montee en puissance, plusieurs niveaux, P{sub 1}, P{sub 2}, P{sub 3}... etc, choisis de maniere a donner plusieurs mesures successives du temps de doublement. Il est egalement utilisable pour effectuer ces memes mesures lorsque le reacteur est en regime sous-critique. (auteur)

The Grand Quevilly thermal test station - the SMW sodium circuit with a generator of superheated steam at 545 deg; Station d'essais thermiques de grand quevilly - circuit de sodium de 5 MW avec generateur de vapeur surchauffee a 545 deg

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1964-07-01

A 5 MW installation is described which is a reduced model of the heat exchange system of a sodium-cooled reactor. This plant, which is situated at Grand Quevilly (near Rouen), consists of: 1 - A primary sodium loop made up of a sodium re-heater running on heavy diesel oil, a mechanical pump and an intermediate exchanger made up of clusters of tubes fitted with baffles. 2 - A NaK(56 per cent of K) secondary loop consisting mainly of a mechanical pump and a double-wall steam generator with forced circulation and complete vaporization. 3 - A tertiary water loop consisting of the inside of the steam generator pipes, a pressure-reducing valve which cools down the super-heated fluid and acts as a turbine, a condenser, a charge-pump and a supply pump for the boiler. The heat is given finally to a water-source flowing into the Seine. Two important points of the installation are: - The water treatment unit - The control and regulation system Apart from the general satisfactory operation of the installation which it is hoped to obtain, a careful study will be made of the heat transmission coefficients of the important equipment such as the intermediate exchanger and the steam generator. The construction was finished on April 28, 1964. (author) [French] On decrit une installation de 5 MW figurant a echelle reduite un systeme de transfert de chaleur d'un reacteur refroidi au sodium. Cette installation, situee a Grand Quevilly (pres de Rouen) comprend: 1 - Une boucle de sodium primaire comportant un rechauffeur de sodium alimente en fuel lourd, une pompe mecanique et un echangeur intermediaire a faisceau tubulaire muni de chicanes, 2 - Une boucle de NaK (56% de K) secondaire dont les appareils principaux sont une pompe mecanique et un generateur de vapeur a double paroi, circulation forcee et vaporisation totale. 3 - une boucle tertiaire a eau comprenant l'interieur des tubes du generateur de vapeur, un detendeur-desurchauffeur simulant une turbine, un condenseur, une pompe de

Recherche jusqu'ou ira le

CERN Multimedia

Jacob, F R

2003-01-01

Aujourd'hui, la puissance d'une nation s'evalue a son potentiel scientifique. C'est leur predominance en sciences qui a donne aux Etats-Unis leur superiorite dans de nombreux domaines: industriel, agricole, militaire, etc. Cette superiorite a debute a la fin de la seconde guerre mondiale" (2 pages).

Grønt regnskab 2003

DEFF Research Database (Denmark)

Kjems, Jørgen

2004-01-01

Risø skal som nationallaboratorium fremme en forskningsbaseret, teknologisk udvikling, som på én gang er miljømæssigt forsvarlig og skaber velstand. Risø bidrager hertil ved forskning inden for energi, industriel teknologi og bioproduktion, som erteknologiske områder, der indeholder store potenti...

Grønt regnskab 2004

DEFF Research Database (Denmark)

Kjems, Jørgen

2005-01-01

Risø skal som nationallaboratorium fremme en forskningsbaseret, teknologisk udvikling, som på én gang er miljømæssigt forsvarlig og skaber velstand. Risø bidrager hertil ved forskning inden for energi, industriel teknologi og bioproduktion, som erteknologiske områder, der indeholder store potenti...

ESSAI DE CONCEPTUALISATION DE L'ATTRACTIVITE DES ...

African Journals Online (AJOL)

31 déc. 2011 ... attiré notre attention sur des travaux de recherche très récents sur la question ... espaces urbains en accordant la priorité au secteur industriel consi- ... retrouve dans la loi de Reilly de gravitation du commerce de détail qui.

Direct Partial Oxidation of Natural Gas to Liquid Chemicals

DEFF Research Database (Denmark)

Rasmussen, Christian Lund

2007-01-01

Direkte delvis oxidation af naturgas til flydende kemikalier er en attraktiv industriel proces, hvor naturgas omdannes til stoffer; primært methanol (CH3OH) som let kan transporteres over store afstande. Omdannelsen sker i en simpel et-trinsproces under højt tryk, lave forbrændingstemperaturer, s...

Symposium i Anvendt Statistik

DEFF Research Database (Denmark)

resultater. Symposiet er denne gang inddelt i følgende sessioner: Arbejdsmarkedsøkonometri, Market Research I-II, Industriel Statistik, Statistiske Metoder, Surveys og Internetundersøgelser, Demografi og Finan-siel økonometri. Med symposiet tilstræbes det at skabe et forum for tværfaglig inspiration og...

Résultats de recherche | Page 20 | CRDI - Centre de recherches ...

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

Dans la zone industrielle de Pratapura (située à Tikamgarh, dans la région de Bundelkhand, État du Madhya ... pendant plus de 35 ans des déchets domestiques et industriels produits dans l'agglomération de Dakar au Sénégal. ... Innovation.

Ny industrialisering - et bedre produktmarked

DEFF Research Database (Denmark)

Beim, Anne

2001-01-01

for byggeriet med titlerne: 1. Bygherren som forandringsagent. 2. Tæt samarbejde i byggedelen. 3. Ny industrialisering. 4. Byg med kommunikation og innovation. Dette debathæfte er nummer tre i rækken og omhandler byggeriets industridel og mulighederne for at fremme en succesfuld industriel produktion....

Description of the Triton reactor; Pile Triton, rapport descriptif

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

NONE

1967-09-01

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

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

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

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1962-03-15

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

Formation des etats $\\chi_1$ et $\\chi_2$ du charmonium dans l'annihilation $p\\bar{p}$ aux ISR

OpenAIRE

Fay , J.

1986-01-01

Un des buts de l'expérience R704 est l'étude des états $\\chi_1$ et $\\chi_2$ du charmonium $(c\\bar{c)}$ dans leur annihilation J/$\\psi$ + photon. Ces états sont formés par interaction d'un jet moléculaire d'hydrogène sur un faisceau refroidi d'antiprotons. L'importance du bruit de fond hadronique conduit à ne s'intéresser qu'aux états finaux électromagnétiques. L'appareillage de détection est essentiellement constitué de deux bras symétriques non magnétiques en deux parties. La première s'inté...

Production de Oreochromis niloticus avec des aliments à base de ...

African Journals Online (AJOL)

Sci-Nat

... (LEBA), UFR des Sciences et Gestion de l'Environnement, Université ... Des alevins de Oreochromis niloticus (0,7 ± 0,06 g) ont été nourris dans seize ... de poisson, est un produit industriel et a servi de témoin. .... stock d'alevins récoltés.

rapid extraction of volatile compounds from citrus fruits using a ...

African Journals Online (AJOL)

M.A. Ferhat , M.N. Boukhatem, M. Hazzit 3, F.Chemat

1 sept. 2016 ... que l'industrie chimique utilise des procédés utilisant les propriétés thermiques spécifiques ... moins de solvant, moins d'énergie et diminuant les rejets. ...... expression à froid à l'aide d'un appareil d'extraction semi industriel ...

Synthesis and Assimilation Systems - Essential Adjuncts to the Global Ocean Observing System

Science.gov (United States)

2011-02-16

141 Laboratoire des Ecoulements Geophysiques et Industriels, CNRS, BP53, 38041 Grenoble Cedex 9, France, Bernard. Barnier(a).hmg. inpg. fr "’’NOAA...coaps.fsu.vdu "" Laboratoire des Ecoulements Geophysiques et Indus triels, CNRS, BP53, 38041 Grenoble Cedex 9, France, Pierre. Brasseurfdi.hmg. inpg. fr m

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African Journals Online (AJOL)

Vol 6, No 1 (2010), Étude des performances thermiques d'un réfrigérateur local ... Vol 7, No 2 (2011), Évaluation des rejets d'eaux usées de la ville de Niamey ... Industriel : Cas de la plaine de la Meboudja, Nord-Est Algérien, Abstract PDF.

The Signe d’Or Award Scheme from 1956 to 1960: The Economic Reasons for "Good Design"

NARCIS (Netherlands)

Gimeno Martinez, J.C.

2010-01-01

In the myriad of design awards that emerged in Europe in the 1950s, the Signe d'Or Industriel (Het Gouden Kenteken) sought to award »good design« from the Benelux countries (Belgium, the Netherlands and Luxembourg). As a Benelux-wide award it only had four editions, from 1956 to 1960. Subsequent

INVLOED VAN MARXlSME EN KOMMUNISME OP DIE ...

African Journals Online (AJOL)

grond daarvan dat Marx en Lenin niks geweet het van 'n pre-kapitalistiese gemeenskap nie en dat hulle vertroue in die klassestryd nie verband hou met die situasie in Afrika nie asook dat hulle nie die groei van kapitalisme en die mee- gaande stryd tussen die industriele proletariaat en die kapitalistiese klas meegemaak.

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)

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1963-07-01

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

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1964-07-01

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

Industrial residues as an external carbon source in denitrification; Industrielle Reststoffe als externe Kohlenstoffquelle fuer die Denitrifikation

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Schories, G. [TECON GmbH, Clausthal-Zellerfeld (Germany); Geissen, S.U.; Vogelpohl, A. [Technische Univ. Clausthal, Clausthal-Zellerfeld (Germany). Inst. fuer Thermische Verfahrenstechnik

1999-07-01

Biological waste water treatment requires biologically readily degradable carbon in order to permit elimination of as much nitrogen as possible. Often now this type of carbon is no longer present in waste water in an appropriate quantity, so that external carbon must be added. Apart from industrially fabricated substrates, the use of industrial residues and waste products as well as of partial waste water streams with a high organic pollutant load is lately being considered for cost reasons. But this is not altogether harmless. Those partial streams may contain substances that inhibit denitrification, impose an additional burden on subsequent cleaning stages or may even pass them unmodified, so that they are emitted into the environment and pose an ecological hazard potential. Hence, industrial residual products need to be specifically selected for use as an external carbon source in denitrification. A suitable strategy is described and demonstrated by means of different examples. (orig.) [German] In der biologischen Abwasserbehandlung ist fuer eine weitestgehende Stickstoffelimination oftmals biologisch gut abbaubarer Kohlenstoff im Abwasser nicht (mehr) in ausreichendem Masse vorhanden. Dann ist die Zugabe einer sog. externen Kohlenstoffquelle erforderlich. Neben industriell hergestellten Substraten wird in letzter Zeit aus Kostengruenden vielfach der Einsatz industrieller Rest- und Abfallstoffe sowie organisch hochbelasteter Abwasserteilstroeme erwogen. Dies ist jedoch nicht unproblematisch, da in diesen Stoffstroemen auch Substanzen enthalten sein koennen, die die Denitrifikation hemmen, nachfolgende Reinigungsstufen zusaetzlich belasten oder diese sogar unveraendert passsieren, dadurch in die Umwelt emittiert werden und damit moeglicherweise aus oekologischer Sicht ein Gefahrenpotential darstellen koennen. Es muss also eine besondere Auswahl der Pruefung industrieller Reststoffe im Hinblick auf den Einsatz als externe Kohlenstoffquelle in der Denitrifikation

Fault Tolerant Design Concepts for Highly Integrated Flight Critical Guidance and Control Systems: Conference Proceedings Held at the Guidance and Control Panel Symposium (49th) Held in Toulouse, France on 10-13 October 1989

Science.gov (United States)

1990-04-01

tout en lassant chacune des Nations leur Genie industriel et le libre choix de cooperer sur des r~slisations a~rospatiales communes. BI eat bien...bloc do fin do synchronisation, voto , r6initialisation du protocols (P7, PS, T7, TS, T9), un bloc dInteraction via Ia coucho do transport avoc; los

CHARACTERIZATIONS ENERGY AND ENVIRONMENTAL OF THE ...

African Journals Online (AJOL)

31 déc. 2012 ... performances at various pilot digesters of animal biomass. Main results ... animales récupérées (Cas des digesteurs rural à Sidi Thabet et industriel à Hammam Sousse). ..... Institut de Recherche en Agriculture ... the anaerobic digestion for energy recovery of the organic fraction of municipal solid wastes.

Etude d'un concept de coeur hybride refroidi a l'eau supercritique

Science.gov (United States)

Delattre, Baptiste

Facing the current weather and energy global problem, Canada chose to develop a reactor cooled by water at supercritical conditions (SCWR). Inspired by the current CANDU-6 pressure tube technology, this concept should allow to save a substantial amount of efforts for developping a brand new kind of reactor by using the well-known pressure tube CANDU design. In fact, this type of reactor should be able to reach a better energy efficiency as well as other essential criteria about safety, security, non-proliferation... Nevertheless, there are still a lot of technology challenges to be dealt with to satisfy the differents obligations related to the use of supercritical water (SCW). Thus, materials to use remain undetermined because of a 25 MPa operating pressure and a 650.C temperature for the SCW coolant. Actually, materials in presence of SCW should be able to avoid too much corrosion and remain low neutrons absorbers. Additionnaly, the use of a light water coolant makes the neutronic absorption more important than in CANDU heavy-water cooled reactors. Additionally, a positive coolant void reactivity (CVR) and safety related problem remains among the challenges to overcome for developping a SCWR. Bringing about a solutions to all these problems remains very difficult and that's why some concessions on these criteria have to be made in order to achieve a viable reactor. This study presents some thougts and works in that direction. Originally developped in early studies about thermodynamic cycle optimization for a SCW power plant, a new hybrid reactor concept with two channels types has arise. To this purpose, we imagine a pressure tube core design but with two different types of channels: . Some channels have thermodynamic conditions where water goes through a supercritical state. . The other channels have "CANDU like" thermodynamic conditions allowing the flow of pressurized light water under sub-critical conditions. These two kinds of features should mitigate the drawbacks and constraints of a whole SCWR core while keeping some of the benefit of the SCW use (improved energy efficiency). The aim of this study is to determine whether or not this kind of hybrid core with two types of channels is viable. To this purpose we used neutronics as thermalhydraulic models. First of all, in this thesis, we describe the SCWR-development history and specific back- ground with bibliography commentaries and a global description of the hybrid reactor developped. Secondly, we provide a brief theorical review of the neutronics and thermalhydraulics concepts used in the DRAGON, DONJON and ARTHUR calculation codes. Afterwards we will be considering some cell and core models and their description. Among others, some coupled neutronics-thermalhydraulic calculations have been done. This is followed by a presentation of the results we obtained and a discussion of the viability of our reactor. Finallly, we conclude.

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

recueillant les produits de filiation radioactifs non volatils sur un fil charge, pour les soumettre ensuite a une analyse radiochimique, tandis que les gaz de fission ayant une periode plus longue'(krypton-85m, krypton-87, krypton-88, iode-131, xenon-133 et xenon-135) sont absorbes sur les pieges a charbon de bois refroidis, separes par elution, sur une colonne chromatographique, en fractions d'iode, de krypton et de xenon, puis analyses par spectrometrie gamma. Les produits de fission non volatils, degages par l'echantillon, se deposent sur un piege voisin constitue par une feuille metallique qui peut etre retire, aux fins d'analyse, a n'importe quel moment pendant l'irradiation. La liberation des produits de fission, observee dans differentes conditions d'irradiation, peut etre ou non fonction de la concentration; il peut souvent y avoir liberation de certains elements predominants, liberation rapide de produits de fission lors de changements de temperature ou degagement de gaz de fission apres l'arret du reacteur. L'application de cette technique permet d'obtenir des renseignements fondamentaux sur le fonctionnement de prototypes de combustible, sans qu'il soit necessaire d'employer de grands reacteurs pour les essais ou des installations souterraines speciales pour la manipulation des echantillons irradies. (author) [Spanish] Los reactores de investigacion pueden ser muy utiles para estudiar la movilidad de los productos de fision en nuevos tipos de materiales combustibles para reactores porque permiten trabajar en condiciones ambientales analogas a las que reinan durante la utilizacion normal del combustible, a la vez que permiten regular exactamente los parametros y variar en gran medida los disenos experimentales. Si se alteran las condiciones de la irradiacion y analizan cuantitativamente los productos de fision de periodo corto que la muestra libera, es posible determinar los mecanismos de desprendimiento de los productos de fision y la relacion que guardan con las

Regulation and risk assessment of nanomaterials

DEFF Research Database (Denmark)

Hansen, Steffen Foss

Nanoteknologi er den seneste i rækken af teknologier udråbt til at indvarsle en ny industriel æra. Nuværende og fremtidige anvendelser af nanomaterialer forventes at have store sociale and miljømæssige fordele, men der er blevet rejst bekymring omkring uønskede effekter af nanomaterialer efter et...

Produktudvikling og afsætningsøkonomisk forskning: Hvad har det med hinanden at gøre?

DEFF Research Database (Denmark)

Harmsen, Hanne

2000-01-01

Lad det være sagt med det samme. Produktudvikling er ikke et afsætningsøkonomisk kerneområde, hverken forsknings- eller undervisningsmæssigt på samme måde som eksempelvis forbrugeradfærd, reklameforskning eller industriel købsadfærd. Det skyldes blandt andet, at det er en ung forskningsretning, der...

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1958-07-01

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

Description of the Triton reactor; Pile Triton, rapport descriptif

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

NONE

1967-09-01

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

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

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1966-02-15

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

Un modèle à évènements pour étudier la flexibilité opérationnelle d ...

African Journals Online (AJOL)

La gestion des ateliers de production recherche le meilleur compromis entre les impératifs commerciaux, financiers et industriels. L'objectif de cet article est la caractérisation et la modélisation des leviers de flexibilité d'un atelier de production à cheminement unique (« flow shop »), afin d'assurer la flexibilité opérationnelle ...

sommaire N°13

African Journals Online (AJOL)

Parmi les secteurs industriels les plus concernés par ce fléau on relève celui du ... prévue par l'article 3 de la loi n° 94-28 du 21 février 1994,. (Journal Officiel de la ... audiométrie tonale et vocale trois semaines à un an après cessation de ...

461-IJBCS-Article-Emile Temgoua

African Journals Online (AJOL)

RHUMSIKI

chez les consommateurs. Les risques à long terme sont liés à la mauvaise qualité physicochimique (pollutions résultant du développement technologique et industriel) alors que ceux à court terme sont liés aux caractéristiques microbiologiques (Kreisel,. 1991). L'eau en tant que réservoir de germes constitue en effet, un ...

Cycle d'Information/Formation sur l'Environnement d'Automatisme SCHNEIDER - French version only

CERN Multimedia

2003-01-01

Pour poursuivre notre connaissance sur l'Environnement d'Automatisme SCHNEIDER afin d'intégrer d'une manière optimale leur gamme d'automates industriels (PLCs) dans notre système de contrôle du LHC, le GUAPI( Groupe des Utilisateurs d'Automates Programmables Industriels du CERN) organise un cycle d'information/formation gratuite dédié aux utilisateurs actuels et potentiels du CERN. Les dates retenues sont les suivantes : Mercredi 26 Mars de 9h à 12h : Contrôleur Logique MICRO-PLC Gamme ZELIO Gamme Nano, Gamme PLC TWIDO. Nota : Cette formation aura lieu au bâtiment 593 /Salle 17 de l'enseignement technique. Elle sera essentiellement assurée par Xavier BONNAUD, Marc DUFFOURNET et Médéric JET de SCHNEIDER qui assurent le support technique et commercial pour le CERN. Le nombre de places étant limité (20), il est demandé aux participants de s'inscrire à l'avance (E-Mail : Raymond.Brun@cern.ch ou tel 76946). Mercredi 9 Avril de 9h à 12h : Solutions redondantes Hot et Warm Standby Mardi 13 Ma...

Cycle d'Information/Formation sur l'Environnement d'Automatisme SCHNEIDER - French version only

CERN Multimedia

2003-01-01

Pour poursuivre notre connaissance sur l'Environnement d'Automatisme SCHNEIDER afin d'intégrer d'une manière optimale leur gamme d'automates industriels (PLCs) dans notre système de contrôle du LHC, le GUAPI( Groupe des Utilisateurs d'Automates Programmables Industriels du CERN) organise un cycle d'information/formation gratuite dédié aux utilisateurs actuels et potentiels du CERN. Les dates retenues sont les suivantes : Mercredi 26 Mars de 9h à 12h : Contrôleur Logique MICRO-PLC Gamme ZELIO Gamme Nano, Gamme PLC TWIDO. Nota : Cette formation aura lieu au bâtiment 593 /Salle 17 de l'enseignement technique. Elle sera essentiellement assurée par Xavier BONNAUD, Marc DUFFOURNET et Médéric JET de SCHNEIDER qui assurent le support technique et commercial pour le CERN. Le nombre de places étant limité (20), il est demandé aux participants de s'inscrire à l'avance (E-Mail : Raymond.Brun@cern.ch ou tel 76946). Mercredi 9 Avril de 9h à 12h : Solutions redondantes Hot et Warm Standby Mardi 13...

Epuration des effluents industriels par électroflottation Belkacem ...

African Journals Online (AJOL)

étudié la séparation de quelques métaux lourds tels que le fer, le nickel, ... the separation of some heavy metals such as iron, nickel, copper, zinc, lead and ... généralement basées sur l'adsorption (par ... Différents essais de concentration en.

qualite des rejets industriels textiles et ses repercussions

African Journals Online (AJOL)

client

plantules. Les plants de riz croissent normalement jusqu'à la maturation. ..... endogenous and exogenous abscisic acid». Revue ... [28] - A.J. JOSHI, H. HINGLAJIA, « Effects of chloride and sulphate on seed germination in Prosopis juliflora.

Les risques industriels et le prix des logements

DEFF Research Database (Denmark)

Grislain-Letrémy, Céline; Katossky, Arthur

2013-01-01

Le prix des logements peut diminuer du fait de la proximité d’installations industrielles. Cet effet dépend de la perception du risque par les riverains et est donc potentiellement modifié par des événements changeant la perception du risque, tels que les plans de prévention des risques technolog......Le prix des logements peut diminuer du fait de la proximité d’installations industrielles. Cet effet dépend de la perception du risque par les riverains et est donc potentiellement modifié par des événements changeant la perception du risque, tels que les plans de prévention des risques...... proximité d’installations industrielles dans les agglomérations françaises de Bordeaux, Dunkerque et Rouen. La méthode des prix hédoniques permet d’estimer l’effet de la proximité des usines sur les prix des logements. Les résultats suggèrent que les écarts de prix ne sont modifiés ni par les incidents...

302-IJBCS-Article-Dr Henri Biego

African Journals Online (AJOL)

RHUMSIKI

pomme de terre, igname, banane plantain) et industriels dérivés du café et du cacao, consommés en Côte d'Ivoire, ont été évalués. Cette étude a été réalisée à partir d'une enquête descriptive des méthodes de fabrication, des modes et des ...

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

Le Groupe d'étude sur la gestion intégrée des terres a convenu que la gestion des ... de ces pays ne sont pas en mesure de favoriser le développement industriel. .... internationaux et locaux qui déterminent la performance économique. ...... politiques de prix ( contrôle du prix des biens de consommation ou des intrants, etc. ) ...

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

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

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

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1965-07-01

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

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1965-07-01

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

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

Ein wellenbasiertes stochastisches Modell zur Vorhersage der Erdbebenlast

OpenAIRE

Bretschneider, Jörg

2007-01-01

Starke Erdbeben stellen weltweit ein hohes Risiko für urbane Zentren dar, dem unter anderem durch Methoden der aseismischen Bauwerksbemessung begegnet wird. Grundlage hierfür bilden Annahmen und Erfahrungswissen über die lokale seismische Bodenbeschleunigung, Grenzen sind hingegen durch die zusätzlichen Kosten gesetzt. Die Schadensbilanz der Starkbeben der letzten Jahre, auch in den Industrieländern, verdeutlicht die Notwendigkeit, die Konzepte und Methoden des erdbebensicheren Bauens weiter ...

341-IJBCS-Article-Yao Koffi Marcelin

African Journals Online (AJOL)

Dr Gatsing

est bien oxygénée et présente des signes d'un dépôt des particules minérales. Les résultats des teneurs en sels nutritifs révèlent que les teneurs en ammonium de certaines zones affectent la vie aquatique et que les principales sources de sels nutritifs sont les rejets domestiques et industriels, les eaux de ruissellement et.

3D-Druck: Wie additive Fertigungsverfahren die Wirtschaft und deren Supply Chains revolutionieren

OpenAIRE

Hofmann, Erik; Oettmeier, Katrin

2016-01-01

Die additive Fertigung – weitläufig bekannt unter dem Begriff »3D-Druck« – erfreut sich zunehmender Aufmerksamkeit. Obwohl diese Technologien vielfältige Potenziale in unterschiedlichen Branchen haben, ist deren Nutzung zur Herstellung industrieller Produkte bislang wenig verbreitet. Anhand einer Befragung unter 195 Schweizer Unternehmen untersucht dieser Artikel Faktoren, die einen Einfluss auf die Nutzung von additiven Fertigungstechnologien haben. Die Ergebnisse lassen darauf schließen, da...

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

African Journals Online (AJOL)

des polluants azotés et les polluants métalliques toxiques. ..... l'eau sont le plus souvent transmis par voie ... constituent les éléments traces métalliques et ..... du charbon ou de déchets, dépôts de résidus industriels, utilisation d'engrais .... humide. : Cas du. Département d'Abengourou (Sud-Est de la Côte. D'ivoire). Larhyss ...

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

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

1965-07-01

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

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

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

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

Management Environnemental

CERN Document Server

Guthapfel, C

1999-01-01

Comme toute industrie, le CERN est responsable des déchets qu'il produit. C'est pourquoi la section TFM/MS de la division ST a développé un système de gestion de ces déchets. Il faut savoir que les activités du Laboratoire le conduisent à produire près de 3000 tonnes de déchets par an qui correspondent, à la fois à ceux d'une collectivité locale et d'une industrie. On distingue deux classes de déchets : les Déchets Industriels Banals et Industriels Spéciaux. Pour chacune de ces classes, chaque type de déchets est caractérisé par son mode de production, sa collecte et ses filières d'élimination. La situation géographique, de part et d'autres de la frontière Franco-Suisse, engendre des procédures particulières et des coûts plus importants. L'environnement faisant partie intégrante des préoccupations de l'Organisation, le service en charge de cette activité s'est donné comme mission, en prenant en compte les desiderata des différents responsables et acteurs, d'optimiser son système...

Modeling of acoustic wave propagation and scattering for telemetry of complex structures; Modelisation de la propagation et de l'interaction d'une onde acoustique pour la telemetrie de structures complexes

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LU, B.

2011-11-07

) using a procedure similar to the physical theory of diffraction (PTD). The refined KA provides an improvement of the prediction in the near field of a rigid scatterer. The initial (non refined) KA model is then extended to deal with the scattering from a finite impedance target. The obtained model, the so-called 'general' KA model, is a satisfactory solution for the application to telemetry. Finally, the coupling of the stochastic propagation model and the general KA diffraction model has allowed us to build a complete simulation tool for the telemetry in an inhomogeneous medium. (author) [French] Cette etude s'inscrit dans le cadre du developpement d'outils de simulation de la telemetrie qui est une technique possible pour la surveillance et le controle periodique des reacteurs nucleaires a neutrons rapides refroidis par du sodium liquide (RNR-Na). De maniere generale, la telemetrie consiste a positionner au sein du reacteur un transducteur qui genere un faisceau ultrasonore. Ce faisceau se propage a travers un milieu inhomogene et aleatoire car le sodium liquide est le siege de fluctuations de temperature qui impliquent une variation de la celerite des ondes ultrasonores, ce qui modifie la propagation du faisceau. Ce dernier interagit ensuite avec une structure immergee dans le reacteur. La mesure du temps de vol de l'echo recu par le meme transducteur permet de determiner la position precise de la structure. La simulation complete de la telemetrie necessite donc la modelisation a la fois de la propagation d'une onde acoustique en milieu inhomogene aleatoire et de l'interaction de cette onde avec des cibles de formes variees; c'est l'objectif de ce travail. Un modele stochastique base sur un algorithme de type Monte-Carlo est tout d'abord developpe afin de simuler les perturbations aleatoires du champ de propagation. Le champ acoustique en milieu inhomogene est finalement modelise a partir du champ calcule dans un

The Scottish Research Reactor Centre and its Facilities for the Production and Exploitation of Short-Lived Radioisotopes; Le Réacteur de Recherche Ecossais et ses Installations pour la Production et l'Exploitation des Radioisotopes a Courte Periode; ШОТЛАНДСКИЙ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ РЕАКТОРНЫЙ ЦЕНТР И ЕГО ТЕХНИЧЕСКИЕ СРЕДСТВА ДЛЯ ПРОИЗВОДСТВА И ИСПОЛЬЗОВАНИЯ КОРОТКОЯИВУШХ РАДИОИЗОТОПОВ; El Centro del Reactor de Investigacion de Escocia y sus Instalaciones para la Produccion y Empleo de Radioisotopos de Periodo Corto

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Ward, A. [The Royal College of Science and Technology, Glasgow, Scotland (United Kingdom)

1963-03-15

The Scottish Research Reactor Centre is now under construction and will be completed and in operation by the summer of 1963. The reactor is 100 kW of the tank type with water cooling and water/graphite moderation using enriched U{sup 235} fuel. The experimental facilities include a large thermal column, a large shield experiment water tank and a radioisotope production facility with transfer rabbit tubes. There are effectively three through tubes in the central core; one through tube in the thermal column, several small central vertical stringers and one six-inch square vertical stringer penetrating to the centre of the core. Many horizontal stringers pass through the thermal column, the central one penetrating to within one inch of a fuel tank. The reactor facilities are supported by a wide variety of adjacent small laboratories. These include hot source handling and preparation facilities, changing rooms, electrical and mechanical workshops, darkrooms, microcurie laboratories, animal house, biological and chemical laboratories, low-background counting room, lecture theatre and a library. It is expected that the research will extend over many scientific and technological disciplines; a good proportion of the work will involve short-lived radioisotopes and typical projects are described. (author) [French] Le reacteur de recherche ecossais actuellement en construction sera termine et entrera en service pendant l'ete 1963. Il s'agit d'un reacteur-piscine de 100kW a uranium-235 enrichi, refroidi a l'eau eti ralenti a l'eau et au graphite. Les installations experimentales comprennent une grande colonne thermique, un grand reservoir d'eau blinde pour les experiences, et une installation de production de radioisotopes munie de tubes de transfert a fonctionnement pneumatique. Trois tubes traversent le coeur central, un autre traverse la colonne thermique. Il existe eniin plusieurs petites gouttieres verticales centrales et une gouttiere verticale a section carree de 15 cm

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)

Non-Destructive Inspection Methods for Propulsion Systems and Components

Science.gov (United States)

1979-04-01

tandis qu’une piice samne restera, silencieuse. 11 est alora possible de concevoir des proc4- dures industrielles d’acceptation ou rejet . Le C.E.T.I.H. a...rdalisation do coon turbomachine. ou noteurs thermiques do hauto. perfomance. ndce..ite l& miss on oeuvre do matdriaux at techniques de plus en plus...Instruments lea plum avances actuoliomont pour traitor lea problimes industriels d’~mimmion aconstique. IIAt/ Localimation La localimation eat mimple

contribution of anthropic activities to the seawater pollution at the ...

African Journals Online (AJOL)

F. Guetarni M. Douani

1 sept. 2017 ... nécessite la mise en place d'une politique de contrôles périodiques par des analyses des eaux marines en vue d'éviter les retombées liées à la présence ... approximativement prés du port de Ténès, véhicule d'intenses rejets industriels et urbains. La position géographique du port, cible de notre analyse, ...

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

African Journals Online (AJOL)

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

Geometrische und stochastische Modelle zur Verarbeitung von 3D-Kameradaten am Beispiel menschlicher Bewegungsanalysen

OpenAIRE

Westfeld, Patrick

2012-01-01

Die dreidimensionale Erfassung der Form und Lage eines beliebigen Objekts durch die flexiblen Methoden und Verfahren der Photogrammetrie spielt für ein breites Spektrum technisch-industrieller und naturwissenschaftlicher Einsatzgebiete eine große Rolle. Die Anwendungsmöglichkeiten reichen von Messaufgaben im Automobil-, Maschinen- und Schiffbau über die Erstellung komplexer 3D-Modelle in Architektur, Archäologie und Denkmalpflege bis hin zu Bewegungsanalysen in Bereichen der Strömungsmesstech...

The 'Reacteur Jules Horowitz': The preliminary design

International Nuclear Information System (INIS)

Ballagny, A.; Frachet, S.; Minguet, J.L.; Leydier, C.

1999-01-01

The 'Reactor Jules Horowitz' is a new research reactor project dedicated to materials and nuclear fuels testing, the location of which is foreseen at the CEA-Cadarache site, and the start-up in 2008. The launching of this project arises from a double finding: 1) the development of nuclear power plants aimed at satisfying the energy needs of the next century cannot be envisaged without the disposal of experimental reactors which are unrivalled for the validation of new concepts of nuclear fuels, materials, and components as well as for their qualification under irradiation. 2) the present park of experimental reactors is 30 to 40 years old and it is advisable to examine henceforth the necessity and the nature of a new reactor to take over and replace, at the beginning of next century, the reactors shut-down in the mean time or at the very end of their lives. Within this framework, the CEA has undertaken, in the last years, a reflection on the mid and long term irradiations needs, to determine the main features and performances of this new reactor. The concept of the reactor will have to fulfil the thermal neutron irradiation requirements as well as the fast neutron experimental needs, with a great potential versatility for any new irradiation programs. The selected reactor project, among several different concepts, is finally a light water open pool concept, with 100 MW thermal power. It could reach neutronic fluxes twice those of present French reactors, and allows many irradiations in the core and around the core, under high neutron fluxes. The reactor will satisfy the highest level of safety in full accordance with international safety recommendations and French safety approach for this kind of nuclear facility, thus giving an added safety margin keeping in mind the versatility of research reactors. The feasibility studies have been focused on the main items, and have permit to determine: the core and fuel designs, with added pressurisation; the different core surrounding structures in connection with the core studies; overall layout of the reactor/auxiliary pools and reactor building. (author)

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1965-10-15

faites pour des elements combustibles du reacteur JRR-3. Il s'agit d'un reacteur de recherche de 10 MW, ralenti et refroidi 3 l'eau lourde, avec des elements combustibles en uranium metallique sous gaine d'aluminium. Comme ces elements n'ont qu'une liaison mecanique entre la gaine et l'ame, il peut exister une contrainte de traction aux bouchons de la gaine sous l'effet du gonflement de l'uranium par suite de l'irradiation. Le traitement thermique provoquera une contrainte analogue dans les soudures. Une corrosion preferentielle provoquee par l'eau chaude peut se produire dans le voisinage des soudures, a cause de la difference de microstructure. Il est essentiel d'assurer l'etancheite pendant et apres l'utilisation dans le reacteur. Des specimens specialement concus ont ete utilises pour les essais d'elasticite, les essais de fluage a haute temperature, les essais thermiques et le controle de la corrosion. Plusieurs sortes de soudures ont fait l'objet d'essais non destructifs avant les controles proprement dits et ont ete verifiees quant a l'etancheite a diverses periodes entre les controles. L'etude critique des resultats obtenus peut permettre de fixer des normes d'inspection, telles que la radiographie par rayons X et l'inspection visuelle des soudures des bouchons. Le memoire donne egalement d'autres resultats pour les elements combustibles avec gaine en Magnox ou en Zircaloy. (author) [Spanish] Es muy importante establecer una correlacion entre los resultados de los ensayos y el rendimiento en los reactores en servicio, asf como perfeccionar los correspondientes metodos de ensayo no destructivo. Ahora bien, resulta algo diffcil lograr la correlacion indicada a causa de los elevados gastos que ello supone y de la intensa radiactividad. Se han efectuado varios estudios fuera del reactor simulando las condiciones que reinan en el interior de este. En el presente documento se exponen algunos datos sobre los ensayos con elementos combustibles del reactor japones de

Wachstumspolitik in Industrieländern / Manfred O. E Hennies

Index Scriptorium Estoniae

Hennies, Manfred O. E

2003-01-01

Praktilise majanduspoliitika jaoks on majanduskasv vältimatu eeltingimus, et säilitada rahvusvahelist konkurentsivõimet, lahendada tööhõive ja jaotusprobleeme, tõsta kõikide sotsio-ökonoomiliste gruppide elustandardit, samuti reaalmajanduslikult finantseerida hädavajaliku arenguabi andmist puudustkannatavatele arengumaadele

Impacts des effluents liquides industriels sur l'environnement urbain ...

African Journals Online (AJOL)

industrialisation l'un des maillons essentiels du développement, après le succès de l'agriculture. Mais la mise en oeuvre de cette politique pose parfois des problèmes d'environnement à Abidjan. La présente étude a pour objectif principal ...

Systèmes de recommandation dans des contextes industriels

OpenAIRE

Meyer , Frank

2012-01-01

This thesis deals with automatic recommendation systems. Automatic recommendation systems are systems that allow, through data mining techniques, to recommend automatically to users, based on their past consumption, items that may interest them. These systems allow for example to increase sales on e-commerce websites: the Amazon site has a marketing strategy based mainly on the recommendation. Amazon has popularized the use of automatic recommendation based on the recommendation function that...

Codification of LMFBR rules and comparison of codes

International Nuclear Information System (INIS)

Faure, O.; Debaene, J.P.

1993-01-01

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

Conséquences industrielles et écologiques de l'introduction de nouvelles espèces dans les hydrosystèmes continentaux : la moule zébrée et autres espèces invasives

Directory of Open Access Journals (Sweden)

KHALANSKI M.

1997-01-01

Full Text Available Les eaux de surface sont prélevées pour divers usages industriels, parmi lesquels la production d'énergie électrique représente une large part. Dans les circuits d'eau brute se fixent de nombreuses espèces d'organismes aquatiques, qui perturbent le fonctionnement des installations et sont susceptibles d'entraîner l'indisponibilité de certaines d'entre elles. Dans certains cas, l'irruption de nouvelles espèces pose un problème grave à l'industrie. L'introduction de deux espèces de moules zébrées (genre Dreissena dans les Grands Lacs américains, puis leur extension progressive vers le sud des États-Unis au cours des dernières années, se chiffre par un dommage pour l'industrie estimé à cinq milliards de dollars par an en 2000. L'impact écologique de la moule zébrée en Amérique du Nord a fait l'objet de nombreux travaux ; dans la phase d'extension rapide de l'espèce, il semble significatif. En Europe, la moule zébrée constitue aussi une menace pour les circuits industriels ; c'est pourquoi cette espèce a fait l'objet de nombreuses études, notamment en France sur la Seine, le Rhône et la Moselle. Deux nouvelles espèces invasives sont récemment apparues dans les cours d'eau européens : il s'agit du clam asiatique Corbicula fluminea et d'un amphipode : Corophium curvispinum. Elles s'ajoutent à la liste faunistique des organismes observés dans les circuits de centrales thermiques installées sur les cours d'eau français : spongiaires, hydraires, bryozoaires, mollusques. Pour assurer la disponibilité des circuits, il faut pouvoir contrôler le développement de ces espèces ; ce qui implique une connaissance approfondie de leur biologie et de leur écologie. Les méthodes de lutte actuellement mises en oeuvre au plan industriel, ou qui sont à l'étude, sont brièvement passées en revue.

Le projet SIGMIP: vers un serveur régional d'information géographique en Midi-Pyrénées

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Christian CRÉPEAU

1993-12-01

Full Text Available Le projet SIGMIP étudie la faisabilité technique et économique d’une base de données géographiques régionale. Une maquette opérationnelle a été mise en place à des fins de démonstration. Des applications concernant la gestion de l’environnement industriel, de l’eau, du milieu naturel, de l’urbanisme et des projets d’infrastructures ont été développées.

Financial Inclusion: Reformen in den Bereichen Verbraucherschutz und finanzielle Allgemeinbildung

OpenAIRE

Christa Hainz

2011-01-01

Nicht zuletzt der Mangel an wirksamer Offenlegung von Informationen und irreführende Werbung auf Seiten der Anbieter sowie mangelndes Verständnis bezüglich Finanzprodukten auf Seiten der Konsumenten trugen dazu bei, dass der Markt für Subprime-Hypotheken in den USA zusammenbrach. Eine Verbesserung dieses institutionellen Umfelds sollte deshalb dazu dienen, derart negative Entwicklungen in der Zukunft zu verhindern. Der Beitrag gibt einen Überblick, welche Industrieländer Reformen in den Berei...

Proposal to negotiate a contract, without competitive tendering, for the supply and installation of pipework for the new hostel

CERN Document Server

2005-01-01

This document concerns the proposal to negotiate a contract for the supply and installation of new piping as preparatory work for the construction of a third on-site hostel. For the reasons explained in this document, the Finance Committee is invited to approve a contract with the SERVICES INDUSTRIELS DE GENEVE (SIG) (CH), without competitive tendering, for the supply and installation of new piping for an amount not exceeding 700 000 Swiss francs, not subject to revision.

Technology in industrial buildings; Techniek in bedrijfshallen

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Lam, P. ' t (ed.)

2009-09-15

This thematic issue dedicates 9 articles to provisions in industrial buildings such as air volume, lighting, sound, climate, heating, purification and ventilation: (1) a CO2 emission free distribution centre of Dutch logistic services provider TNT in Veenendaal; (2) the deployment of sustainable techniques in a new industrial building of contractor Klein Poelhuis; (3) energy saving through the use of supporting ventilators in low inducing supply systems (4) the conditioning of large spaces with gas-fired air conditioning equipment; (5) energy efficient lighting in industrial buildings; (6) the deployment of indirectly fired radiant heating; fire prevention by means of sprinkler systems; (8) draught control with industrial air curtains; and (9) energetically sound cooling of industrial and large buildings [mk]. [Dutch] In dit themanummer zijn 9 artikelen gewijd aan omgevingsvoorzieningen in bedrijfshallen, zoals luchtvolume, verlichting, geluid, klimaat, verwarmen, zuiveren en ventilatie: (1) een CO2-emissievrij distributiecentrum van logistiek dienstverlener TNT in Veenendaal; (2) de toepassing van duurzame technieken in een nieuw bedrijfspand van het installatiebedrijf Klein Poelhuis; (3) energiebesparing door het gebruik van ondersteuningsventilatoren bij laag inducerende toevoersystemen; (4) de klimatisering van grote ruimtes met gasgestookte luchtbehandelingsapparatuur; (5) energiezuinige verlichting in bedrijfshallen; (6) de toepassing van indirect gestookte stralingsverwarming; (7) brandpreventie d.m.v. sprinklersystemen; (8) tochtbestrijding met industriele luchtgordijnen; en (9) energetisch verantwoorde koeling van industriele en grote gebouwen.

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1958-07-01

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

Perturbation method utilization in the analysis of the Convertible Spectral Shift Reactor (RCVS)

International Nuclear Information System (INIS)

Bruna, G.B; Legendre, J.F.; Porta, J.; Doriath, J.Y.

1988-01-01

In the framework of the preliminary faisability studies on a new core concept, techniques derived from perturbation theory show-up very useful in the calculation and physical analysis of project parameters. We show, in the present work, some applications of these methods to the RCVS (Reacteur Convertible a Variation de Spectre - Convertible Spectral Shift Reactor) Concept studies. Actually, we present here the search of a few group project type energy structure and the splitting of reactivity effects into individual components [fr

L’instabilité organisationnelle des districts industriels. Dynamiques des transformations internes d’un village de métier au nord du Viêt Nam The Organizational Instability of Industrial Districts: Dynamic Internal Transformations of a Craft Village in Northern Vietnam

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Nguyen Quy Nghi

2012-11-01

Full Text Available Le village de métier est un sujet d’étude attractif, mais rarement traité comme une forme d’agglomération industrielle ou abordé sous l’angle de la sociologie industrielle. Le développement actuel des villages de métier montre bien la présence intensive des entreprises de tailles variées et l’implication d’autres acteurs en dehors du milieu de production (par exemple les autorités locales, le milieu de l’éducation. L’introduction d’acteurs nouveaux implique le changement des relations existantes, contribuant ainsi à la mise en place d’une nouvelle configuration. L’objectif de cet article est de montrer que l’organisation des villages de métier, qui est conçue comme un type de district industriel, est marquée par l’instabilité ou le changement permanent de la configuration générale, mais aussi par une transformation interne des acteurs au sein du district. À travers une étude de cas à Bát Tràng – un centre de production céramique au nord du Viêt Nam – cet article a pour objectif de montrer comment des entreprises familiales se réorganisent en structure plus formalisée, comment elles mobilisent du capital social pour régler leurs difficultés et les stratégies d’innovation qu’elles développent.Craft village is an attractive research subject, however it is rarely treated as a form of industrial agglomeration or studied from industrial sociology perspective. The current development of craft villages demonstrates the intensive presence of entreprises of all sizes and involvement of non productive actors (e.g. local authorities, education sector. The introduction of new actors therefore implies a change of existing relationships, contributing to the formulation of new configuration. The objective of this paper is to demonstrate that the organization of craft villages, as a type of industrial district, is marked by instability or permanent change in the overall configuration, but also by

Nuclear energy and the greenhouse effect. A different hockey stick; Kernenergie en het broeikaseffect. Een andere hockeystick

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Storm van Leeuwen, J.W. [Ceedata Consultancy, Chaam (Netherlands)

2007-09-15

This article takes a closer look at uranium mining. The nuclear system consists of conventional industrial processes that use fossil fuels, electricity and materials and cause CO2 emissions. Question arises about quantity and where the end points lie. [mk]. [Dutch] In dit artikel wordt de winning van uranium onder de loep genomen. Het nucleaire systeem bestaat uit conventionele industriele processen, die fossiele brandstoffen, elektriciteit en materialen verbruiken en CO2-emissie veroorzaken. De vraag is hoeveel en waar liggen de omslagpunten?.

Description of a Reactivity Measuring Apparatus; Description d'un Type d'Appareil de Mesure de la Reactivite

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Deiss, M.; Uberschlag, J. [Centre d' Etudes Nucleaires de Saclay (France)

1966-06-15

apparatuses have different dividers in the output unit, in the one case Potentiometric, and in the other electronic. The first apparatus is suitable in principle for most normal measurements. The second, by reason of its shorter response time, is suited both to measurements of higher reactivity values with the reactor level rising, and also with the reactor level falling, even over limited power ranges. (author) [French] La mesure de la periode ou du temps de doublement fournit en general au technicien du controle des reacteurs une information suffisante sur l'evolution du reacteur. Le physicien attache a la determination de parametres physiques ne peut se satisfaire de la mesure ordinaire de ces grandeurs, dont les concepts font abstraction de la nature du phenomene de la fission nucleaire. Habituellement le physicien doit donc convertir la mesure du temps de doublement, effectuee sur un temps suffisamment long, afin d'en eliminer les termes transitoires perturbateurs, et convertir, par intermediaire des courbes de Nordheim, cette mesure en valeur de reactivite. Cette procedure est longue et contraignante. Il a donc semble utile de concevoir un type d'appareil capable d'evaluer directement et instantanement le coefficient de multiplication excedentaire Greek-Small-Letter-Delta K a partir de l'evolution d'une grandeur physique N supposee proportionnelle au flux neutronique regnant dans le coeur du reacteur. Le coefficient Greek-Small-Letter-Delta K est pratiquement assimilable a la reactivite au voisinage de la criticalite. Un appareil de ce type peut en consequence resoudre la relation inverse a celle definie par le systeme des equations differentielles se rapportant au reacteur, en considerant le cas simplifie du reacteur point dans la theorie a un groupe. L'application des techniques du calcul analogique conduit a utiliser un reseau du type Pagels qui sera dispose, soit comme impedance d'entree, soit comme impedance de contre-reaction d'un amplificateur operationnel. Cette

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.)

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1958-07-01

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

Some Aspects of Diffusion Theory

CERN Document Server

Pignedoli, A

2011-01-01

This title includes: V.C.A. Ferraro: Diffusion of ions in a plasma with applications to the ionosphere; P.C. Kendall: On the diffusion in the atmosphere and ionosphere; F. Henin: Kinetic equations and Brownian motion; T. Kahan: Theorie des reacteurs nucleaires: methodes de resolution perturbationnelles, interactives et variationnelles; C. Cattaneo: Sulla conduzione del calore; C. Agostinelli: Formule di Green per la diffusione del campo magnetico in un fluido elettricamente conduttore; A. Pignedoli: Transformational methods applied to some one-dimensional problems concerning the equations of t

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

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1981-07-01

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

Methanization of industrial liquid effluents; Methanisation des effluents industriels liquides

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Frederic, S.; Lugardon, A. [Societe Naskeo Environnement, 92 - Levallois-Perret (France)

2007-09-15

In a first part, this work deals with the theoretical aspects of the methanization of the industrial effluents; the associated reactional processes are detailed. The second part presents the technological criteria for choosing the methanization process in terms of the characteristics of the effluent to be treated. Some of the methanization processes are presented with their respective advantages and disadvantages. At last, is described the implementation of an industrial methanization unit. The size and the main choices are detailed: the anaerobic reactor, the control, the valorization aspects of the biogas produced. Some examples of industrial developments illustrate the different used options. (O.M.)

New reactor concepts; Nieuwe rectorconcepten - nouveaux reacteurs nucleaires

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1998-11-01

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

Description of Radiation Sources Installed at the French Atomic Energy Commissariat; Description de sources de rayonnement installees au commissariat a l'energie atomique; Opisanie istochnikov oblucheniya, nakhodyashchikhsya v frantsuzskom komissariate po atomnoj ehnergii; Descripcion de las fuentes de radiaciones instaladas en el commissariat a l'energie

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Leveque, P

1960-07-15

partie de cette casemate est amenagee en chambre frigorifique ce qui permettra de faire des essais de conservation alimentaire sous rayonnement. - les canaux verticaux du reacteur EL 2 dits ''trous de chimiste''; lorsque ces canaux sont chemises avec une feuille de cadmium, le flux gamma obtenu passe de 100 000 a 200 000 r/h mais ils ne peuvent servir qu'a l'irradiation de matieres organiques car il y a activation de la plupart des produits mis a irradier par le flux epithermique et rapide. L'auteur decrit ensuite le dispositif du Centre Lyonnais d'Applications atomiques, cree pres de Lyon par un groupe d'industriels. Cette installation, dont la mise en service est prevue pour le debut de 1960, aura un caractere semi-industriel (source de cobalt-60 de 3 000 dans un premier stade, puis de 40 000 curies) et permettra d'effectuer des irradiations en continu. (author) [Spanish] El autor describe en primer lugar cuatro instalaciones que se encuentran en el Centro de Estudios Nucleares de Saclay: - una fuente de {sup 60}Co de 600 curies, para laboratorio; el dispositivo utilizado es sencillo y seguro, pero no permite modificar a voluntad la intensidad del flujo de rayos gamma; - un conjunto de 7 fuentes de {sup 60}Co (de las cuales la mas potente tiene 1 000 curies) instalado en una casamata de hormigon; un dispositivo neumatico permite colocar en posicion de trabajo la fuente o las fuentes necesarias; - una casamata con capacidad suficiente para recibir 100 barras de combustible procedentes del nuevo reactor EL-3; un sector de esta casamata esta acondicionado como camara frigorifica, lo que permitira llevar a cabo ensayos sobre la conservacion de alimentos por irradiacion; - los canales verticales del reactor EL-2 denominados ''orificios para usos quimicos'''; cuando estos canales se revisten interiormente con laminas de cadmio, la intensidad del flujo de rayos gamma aumenta de 100 000 a 200 000 roentgens/hora , pero solo puede utilizarse para la irradiacion de sustancias

Les représentations mentales du mode de production des produits alimentaires (France Mental representations related to food production modes

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Marielle Salvador-Perignon

2011-09-01

Full Text Available Cette recherche se propose d’aborder le mode de production du produit alimentaire sous l’angle des représentations mentales en France. Dans le langage commun on entend souvent les termes « industriel » ou « artisanal » pour caractériser les produits alimentaires, sans que l’on sache vraiment ce que ces termes désignent. Le contexte actuel d’incertitude et de méconnaissance des systèmes de production chez les consommateurs nous permet d’émettre l’hypothèse de l’existence d’une représentation mentale du mode de production. Nous tentons de vérifier cette hypothèse par une étude qualitative à l’issue de laquelle les premières caractéristiques du produit alimentaire industriel ou artisanal sont précisées.This research approaches the food product through the mental representations concerning manufacturing processes. In the common language we often find such terms as “industrial” or “traditional” to qualify production methods and characterize food products, but do we know what these terms really mean? Uncertainties and misunderstandings regarding food production enable us to highlight the existence of consumers’ mental representations regarding manufacturing processes. Such representations have been studied by means of a qualitative study which enabled us to define the primary characteristics of industrial or traditional food products.

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)

A modular simulation code applied to pressurized water nuclear power plants

International Nuclear Information System (INIS)

Agnoux, D.

1992-01-01

Analysis of the overall operation of an installation requires taking into account all couplings between the various components and integrating all the automatic actions initiated by control and instrumentation. The tool used for this analysis must be a high performing simulation model, flexible enough to be able to be quickly adapted to varying configurations. In order to study the behaviour of PWR nuclear power stations during normal or incidental operating transients, EDF-SEPTEN has developed the ERABLE code (Etudes Reacteurs a Base LEGO), based on the LEGO software package. (author)

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1967-03-15

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

Par les fruits et légumes, l’interprétation de différents patrimoines

OpenAIRE

Grison, Pauline

2011-01-01

À partir de l’analyse d’un programme muséographique organisé autour d’un patrimoine naturel, culturel, technique et industriel lié aux fruits et légumes et qui a choisi l’activité d’interprétation comme forme de médiation, l’auteur montre comment cette démarche spécifique permet de concilier l’exigence de fiabilité attachée à l’institution muséale et le respect des intérêts économiques des acteurs de la filière porteurs du projet.

ICONOMANIA

OpenAIRE

Ruffino, Paolo

2017-01-01

FRENCH L’exposition IconoMania questionne l’image d’aujourd’hui, ses formes et ses symboliques, à travers le champ expérimental des nouvelles technologies. Dans cette relation « art et science », l’exposition s’intéresse aux problématiques de transformation (innovation et information), de transmission (communication et médias), et de représentation (sociale individuelle et collective). Près de seize oeuvres seront exposées sous la verrière d'un ancien bâtiment industriel du XIXème au co...

Analyses d'accidents : une nécessité pour les analyses de danger et l'intervention en situation d'urgence ?

OpenAIRE

Pineau , Jean-Philippe; Abiven , Françoise; Lechaudel , Jean-François; Mavrothalassitis , Guy

1993-01-01

Lors d'accidents industriels mettant en jeu des explosions, des incendies ou des émissions de produits toxiques ou inflammables dans l'environnement, les effets à prendre en compte s'expriment en termes d'impulsions de pression, de projections de débris, de flux thermiques et de rejets de produits toxiques dans l'air, les eaux et les sols. Dans sa première partie, le présent article présente les conclusions consécutives à l'analyse de différents types d'accidents survenus en France et met en ...

Electronique appliquée, électromécanique sous Simscape & SimPowerSystems (Matlab/Simulink)

CERN Document Server

Mokhtari, Mohand

2012-01-01

Cet ouvrage permet d'apprendre à utiliser les Outils Simscape et SimpowerSystems pour modéliser et simuler des circuits électroniques, électromécaniques et électronique de puissance. Pour utiliser ces deux outils, la connaissance de MATLAB et SIMULINK est indispensable. Cet ouvrage possède trois types de chapitres: prise en main de l'outil, description des différentes bibliothèques avec quelques applications et enfin chapitre d'applications très utilisées dans les domaines universitaires et industriels.

Fahrerassistenzsysteme

Science.gov (United States)

Knoll, Peter

Die Mobilität der Gesellschaft wächst weltweit, Verkehrsdichte und Transportleistung nehmen stetig zu - nicht allein in den Industrieländern, sondern in noch stärkerem Maße in den Schwellenländern (NIC, Newly Industrialized Countries). Gesellschaft, Politik und Verbraucher fordern eine Verringerung von Unfallhäufigkeit und Unfallschwere. Die EU-Kommission hat mit dem Road Safety Action Plan der e-Safety-Initiative das anspruchsvolle Ziel einer Halbierung der Anzahl von Verkehrstoten bis zum Jahr 2010 gegenüber dem Stand von 2001 definiert.

Dessiner ses plans avec QCad le DAO pour tous

CERN Document Server

Pascual, André

2009-01-01

Logiciel libre de dessin assisté par ordinateur (DAO), QCad permet d'établi dans tous les domaines (architecture dessin industriel, schématique...) de plans rigoureux et normalisés dans un format compris par l'ensemble des logiciels de graphisme. Bien plus accessible qu'AutoCAD en termes de simplicité d'utilisation (et de prix!), il fonctionne sous Windows et Mac OS X aussi bien que sous Linux et allie convivialité et productivité pour convenir au néophyte comme au dessinateur plus aguerri.

Soap kræver omtanke

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Eva Kistrup

1988-02-01

Full Text Available Svensk TV har taget Dalgas´ ord til sig i kampen mod syndfloden udefra. Sveriges Radio har startet en TV-serieproduktion med næsten industriel produktivitet. Eva Kistrup beskriver de sammen- hænge mellem indhold/genre (format og produktionsformer, der er nødvendige, hvis "oversættelsen" af soap til svensk skal lykkes. I Danmark kunne vi måske tage arven fra "Huset på Christians- havn" op igen og videreudvikle alle dens fine egenskaber, frem for at starte den ene proviencielle politi- eller majorserie efter den anden.

Soap kræver omtanke

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Eva Kistrup

1988-08-01

Full Text Available Svensk TV har taget Dalgas´ ord til sig i kampen mod syndfloden udefra. Sveriges Radio har startet en TV-serieproduktion med næsten industriel produktivitet. Eva Kistrup beskriver de sammen- hænge mellem indhold/genre (format og produktionsformer, der er nødvendige, hvis "oversættelsen" af soap til svensk skal lykkes. I Danmark kunne vi måske tage arven fra "Huset på Christians- havn" op igen og videreudvikle alle dens fine egenskaber, frem for at starte den ene proviencielle politi- eller majorserie efter den anden.

På sporet af fremtidens forsyningskæde: Agile Logistics?

DEFF Research Database (Denmark)

Møller, Charles

2001-01-01

PRODUKTION OG LOGISTIK. På en lang række områder er vilkårene for industriel produktion dramatisk forandret. Nye teknologier står på spring til at ændre kendte forudsætninger på afgørende områder. Det vi ser er fremkomsten af nye forretningskoncepter, hvor behovet for hurtig udvikling og leveranc...... af kundetilpassede og individualiserede produkter og services sætter hidtil uhørte høje krav til effektiviteten og fleksibiliteten af både produktions- og logistiksystemerne....

Mineralogical investigations into ash deposits of selected brown coals; Mineralogische Untersuchungen an Ascheansaetzen ausgewaehlter Braunkohlen

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Szilagyi, J.; Ullrich, B. [Technische Univ. Dresden, Inst. fuer Geotechnik (Germany)

2003-07-01

Within the framework of the research project financed by the Arbeitsgemeinschaft industrieller Forschungsvereinigungen (AIF) ''Experimental investigations into the formation of ash deposits from stack gases during the combustion of pulverised lignite'' and supervised by the chair of power station technology (Institute of Energy Technology) of the Dresden Technical University, the mineral composition of ash deposits of six different coals were investigated: two coal blends (different countries worldwide), two lignites from east from the River Elbe (types WM and JAe), one from west of the River Elbe and one Rhenish lignite. (orig.)

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

Directory of Open Access Journals (Sweden)

A BOUCHOUCHA

2001-06-01

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

The Subcritical Assembly for High-Temperature Use; Assemblage Sous-Critique Pour Emploi a Haute Temperature; K voprosu o podkriticheskoj sborke dlya ispol'zovaniya pri vysokikh temperaturakh; Conjunto Subcritico para Temperatura Elevada

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Sakurai, Y.; Sekiya, T.; Suita, T. [Osaka University (Japan); Hishida, H.; Hamada, H.; Nagashima, K. [Sumitomo Atomic Energy Industries Group (Japan)

1964-04-15

intended to study the influence of high temperature upon the reactor parameters. (author) [French] Les assemblages sous-critiques sont a uranium naturel et a graphite. L'assemblage qui fait l'objet du memoire est caracterise par une partie a haute temperature qui peut etre placee au centre d'assemblages a basse temperature, et peut fournit des renseignements a la fois pour le futur reacteur a haute temperature refroidi par un gaz et pour la conversion directe de l'energie d'un milieu gazeux a haute temperature en electricite. En outre, il est prevu qu'il sera utilise pour renseignement. L'assemblage a ete place dans une structure de 2 x 2 x 3 m, composee de manchons en graphite de barres carrees de 10 cm de cote. La partie a haute temperature, de 1 m3, est chauffee par effet Joule et peut etre maintenue a une temperature de 2000 Degree-Sign C. Pour la partie a basse temperature, on utilise comme combustible des pastilles d'UO{sub 2} , et pour la partie , a haute temperature, des pastilles d'UC{sub 2}. Le combustible est introduit dans les manchons en graphite de barres de section carree. Les sources Am-Be de 5 c sont placees sous le socle fixe a la base des assemblages; d'autre part, les neutrons puises sont injectes dans l'assemblage a un point pris arbitrairement. La cible placee a l'extremite d'un tube branche sur un accelerateur est bombardee par un faisceau de deutons. Les connexions du dispositif de chauffage par effet Joule sont refroidies a l'eau et l'ensemble de la surface des parios de la partie a haute temperature a l'helium. Les circuits d'helium a haute temperature sont concus de maniere a servir pour les travaux de recherche relatifs a la conversion directe. Ces assemblages sont equipes d'appareils de controle et de mesure comparables a ceux dont sont dotes les petits reacteurs nucleaires. L'auteur met au point une methode experimentale de determination du laplacien du systeme; il a cherche quelle est la meilleure disposition pour la source de neutrons puises

Competencia intercapitalista en tecnología estratégica y su militarización: el caso del sistema satelital Galileo

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Gian Carlo Delgado Ramos

2007-11-01

Full Text Available Ce sont trois les acteurs qu'on peut identifier dans le développement scientifico-technologique: l'État nation, les sociétés multinationales et les centres de production de connaissances. Leur interaction et synergie pour le développement endogène de technologie civil et militaire sont bien ancrés dans les États capitalistes centraux. Il est possible d'identifier, à partir de cette perspective de synergie que je désigne comme « réseau industriel », une croissante militarisation du « réseau industriel européen » comme le résultat d'une profonde rivalité intercapitaliste (surtout à l'égard des États-Unis. Une évaluation sociologique du rôle des principaux acteurs, ainsi que des conséquences importantes sont présentés de manière générale, pour le cas du secteur militaire et de la défense et, particulièrement, pour le système du satellite Galileo. On examine certaines caractérisques de la compétence entre les systèmes du satellite Galileo (Europe, le GPS (États- Unis, le Glonass (Russie et le Beidou (Chine. De toute façon, nous proposons une discussion sur le rôle à jouer par l'Amérique du Sud, surtout le Brésil, dans le processus de développement de Galileo.

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

calculation of void effects. Preliminary theoretical comparisons are made for these experiments. Two-group diffusion theory is applied, and the conclusion can be drawn that fair agreement is obtained between theory and experiment for the perturbations in the lattice parameters for a void fraction equal to one, both at low and high temperatures. For intermediate void fractions, however, somewhat less satisfactory agreement is found. (author) [French] L'auteur a mesure, aussi bien lors d'experiences avec vide simule a puissance nulle que dans les conditions normales de puissance, l'effet cavitaire, provoque par l'ebullition qui se produit a l'interieur des canaux du refroidisseur, dans la deuxieme charge de HBWR. Les experiences avec vide simule ont consiste a mesurer les effets que produit sur la reactivite le fait d'enfoncer a des profondeurs differentes des tubes plus ou moins vides a paroi mince. Les tubes ont ete places en plusieurs endroits entre les barres, dans une seule cartouche formee de sept barres en grappe et pratiquement identique aux cartouches de combustible de la deuxieme charge. Cette experience permet de determiner comment la reactivite varie en fonction du volume cavitaire relatif et de l'emplacement des bulles dans le canal du refroidisseur. L'experience a ete effectuee dans le reacteur NORA de puissance zero, avec un coeur compose de 36 cartouches de la deuxieme charge de HBWR et dans une geometrie de reseau identique a celle de ce reacteur. L'auteur a observe comment l'effet cavitaire variait avec la temperature dans un ensemble de puissance zero avec le cceur a 100 cartouches de HBWR. Dans une seule cartouche, il a abaisse le niveau de l'eau a l'interieur du canal de refroidissement a des niveaux differents et mesure l'effet de cette perturbation sur la reactivite a differentes temperatures comprises entre 50 et 220 Degree-Sign C. L'auteur a mesure l'effet cavitaire, a l'interieur de HBWR et dans les conditions de puissance, en fonction de la puissance

Micro manometer and pitot tube for measuring the velocity distribution in a natural convection water stream between two vertical parallel plates (1961); Micromano metre et tube de pitot destines a l'exploration du profil de vitesse dans un ecoulement d'eau de convection naturelle entre deux plaques verticales paralleles (1961)

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Santon, L; Vernier, Ph [Commissariat a l' Energie Atomique, Grenoble (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1961-07-01

For heat transfer studies in certain cases of cooling in swimming-pool type nuclear reactors, a knowledge of the distribution of the velocities between two heating elements is of prime importance. A Pitot tube and a micro-manometer have been developed for making these measurements on an experimental model. (authors) [French] Pour l'etude du transfert de chaleur dans certains cas de refroidissement des reacteurs nucleaires du type piscine, la connaissance de la repartition des vitesses entre deux elements chauffants est primordiale. On a mis au point un tube de Pitot et un micromanometre pour effectuer ces mesures sur une maquette experimentale. (auteurs)

Design of the fuel element 'snow-flake' in uranium oxide, canned with aluminium, for the experimental reactor EL 3 (1960); Etude d'un element combustible en oxyde d'uranium gaine d'aluminium, type ''cristal de neige'' pour la pile EL 3 (1960)

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Gauthron, M; Guibert, B [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France).Centre d' Etudes Nucleaires

1960-07-01

This report sums up the main studies have been carried out on the fuel element 'Snowflake' (uranium oxide, canned with aluminium), designed to replace the present element of the experimental reactor EL3 in order to increase the reactivity without modifying the neutron flux/thermal power ratio. (author) [French] Ce rapport resume les principales etudes qui ont ete faites sur l'element combustible 'Cristal de Neige' (a oxyde d'uranium, gaine d'aluminium) destine a remnlacer l'element actuel du reacteur experimental EL3, afin d'en augmenter la reactivite sans modifier le rapport flux neutronique-puissance thermique. (auteur)

The AFR. An approved network of research reactors

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Hampel, Gabriele [Mainz Univ. (Germany). Arbeitsgemeinschaft fuer Betriebs- und Sicherheitsfragen an Forschungsreaktoren (AFR)

2012-10-15

AFR (Arbeitsgemeinschaft fuer Betriebs- und Sicherheitsfragen an Forschungsreaktoren) is the German acronym for 'Association for Research Reactor Operation and Safety Issues' which was founded in 1959. Reactor managers of European research reactors mainly from the German linguistic area meet regularly for their mutual benefit to exchange experience and knowledge in all areas of operating, managing and utilization of research reactors. In the last 2 years joint meetings were held together with the French association of research reactors CER (Club d'Exploitants des Reacteurs). In this contribution the AFR, its members, work and aims as well as the French partner CER are presented. (orig.)

L’eau convoitée de la Guyane vénézuélienne1

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Anne Pene-Annette

2004-12-01

Full Text Available La Guyane vénézuélienne, région dont la planification est contrôlée par l’Etat, joue un rôle majeur dans le développement économique du pays. Le potentiel hydrologique du fleuve Caroni est convoité pour les usages hydroélectriques, industriels et urbains qui se concentrent dans le pôle d’industrie lourde de Ciudad Guayana. La planification dirigiste, qui se reflète aussi dans la gestion du « pétrole bleu », est en concurrence avec la politique de décentralisation.

Limiteurs de courant supraconducteurs

OpenAIRE

Verhaege , T.; Bekhaled , M.; Laumond , Y.; Pham , V.; Thomas , P.; Thérond , P.

1994-01-01

L'électrotechnique industrielle à 50-60 Hz représente pour les supraconducteurs un marché potentiel considérable. Parmi les applications envisageables, la limitation des courants de défaut sera probablement la première à trouver un essor industriel. Les propriétés mises en jeu sont tout à fait spécifiques des supraconducteurs, à savoir le grand contraste existant entre un état passant à haute densité de courant, et un état bloquant à haute résistivité, obtenu dès que le courant dépasse un seu...

EBSD-based investigations of upper mantle xenoliths, snowball garnets and advanced ceramics

OpenAIRE

Vonlanthen, Pierre; Grobéty, Bernard

2007-01-01

L’automatisation au début des années ’90 de la technique de diffraction par électrons rétro-diffusés ou electron backscatter diffraction (EBSD) a complètement révolutionné les analyses de textures menées tant sur les roches que sur les matériaux industriels. Parmi plusieurs avancées majeures, cette méthode permet une détermination relativement rapide et simple de l’orientation cristallographique des grains contenus dans les solides polycristallins. L’intérêt est de taille non seulement dans l...

Télécoms pour l’ingénierie du risque, Tullio Tanzi, Patrick Perrot

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Jean-Baptiste Morin

2013-04-01

Full Text Available "Télécoms pour l’ingénierie du risque" est un ouvrage de 234 pages qui convoque la rencontre entre les Technologies de l’Information de la Communication (TIC et le risque. Les risques naturels, les risques industriels et technologiques ou encore les nouveaux risques générés par des usages déviants dans le domaine du numérique (cybercriminalité sont devenus monnaie courante. Les auteurs Tullio Tanzi (Professeur à Télécom ParisTech, département Traitement du Signal et des Images en télécommun...

Analyse empirique des facteurs explicatifs de la décision d'activation des dépenses de recherche et développement : Cas des entreprises françaises

OpenAIRE

Charfi-Laadhar , Souha

2006-01-01

International audience; L'objet de cette étude est d'analyser les facteurs explicatifs du choix de l'activation, comme mode de comptabilisation des dépenses de recherche et développement (R&D), pour un échantillon d'entreprises françaises oeuvrant dans des secteurs industriels de haute technologie. Le modèle « logit » utilisé dans cette étude met en relation la décision d'activer les dépenses de R&D avec certains déterminants bien documentés dans la littérature en comptabilité (la taille de l...

Modélisation d'une détente quasi-isotherme d'un gaz par contact direct avec un fluide caloporteur

OpenAIRE

Blaise , Mathilde; Maillet , Denis; Feidt , Michel; Alemany , Antoine; Forcinetti , Renato

2015-01-01

National audience; Les besoins en électricité sont croissants, cependant, les rejets thermiques industriels sont peu valorisés. La reconsidération des moteurs à apport de chaleur externe est un enjeu d'actualité pour la valorisation des rejets thermiques. Dans ces derniers, la phase de détente motrice offre des possibilités d'amélioration. L'idée ici est d'accompagner cette étape par un apport de chaleur par contact direct avec un fluide caloporteur. En effet, la détente d'un gaz entre une ha...

Metalliske Konstruktionsmaterialer - processer, egenskaber, anvendelse

DEFF Research Database (Denmark)

2003-01-01

Denne årbog er udgivet i forbindelse med Dansk Metallurgisk Selskabs Vintermøde 2003, som blev afholdt på Hotel og konferencecenter Trinity i Fredericia i dagene 8. til 10. januar 2003. For første gang er bidragene også samlet på en CD for at sikre en god kvalitet af (farve) billederne. Selskabet...... indenfor • formgivningsprocesser • sammenføjningsprocesser • varme- og overfladebehandling • modellering • anvendelse Traditionen tro viser bidragene i denne årbog en symbiose af grundlæggende forskning, anvendt forskning og industriel udvikling. Det er denne symbiose der gør materialevidenskab og...

Données économiques maritimes françaises 1998

OpenAIRE

Kalaydjian, Regis; Kalaydjian, Regis

1999-01-01

Le présent ouvrage a pour but d'évaluer l'importance économique des activités liées à la mer en France. Chaque secteur - industriel marchand, public non marchand - est caractérisé par des chiffres-clés portant sur le chiffre d'affaires annuel, la valeur ajoutée, l'emploi, le budget. Ces indicateurs sont accompagnés d'informations qualitatives sur l'évolution récente, la situation actuelle et les perspectives du secteur : marchés, emplois, progrès technique. La R&D publique et privée, ainsi qu...

Problématique des indicateurs environnementaux et de développement durable

OpenAIRE

Tyteca, Daniel

2002-01-01

De façon très large et très globale, on peut définir les indicateurs environnementaux comme des grandeurs, établies à partir de quantités observables ou calculables, reflétant de diverses façons possibles les impacts sur l'environnement occasionnés par une activité donnée. Les quantités en question peuvent être aussi bien des quantités physiques de matières entrant dans un processus industriel (inputs, énergie, eau, matières premières, ?), ou provenant de ce processus, comme les produits de c...

Vers une réappropriation citoyenne du développement territorial Le cas de l'industrie de la chaussure à Romans-sur-Isère

OpenAIRE

Perret, Cécile; Gagnon, Christiane

2016-01-01

Cette recherche s'intéresse à la dynamique territoriale permise par les récentes créations d'entreprise dans la ville de Romans-sur-Isère grâce, notamment, à la création du Pôle Territorial de Coopération Économique PTCE Sud Archer, nouvelle configuration territoriale qui allie création de liens et solidarités, ainsi qu'au développement de la finance solidaire. Nous concluons sur la possibilité d'un certain renouveau industriel de la ville, permis par des initiatives relevant, en partie, de l...

Etude d’impact des métaux traces (Hg, Cd, Pb, Cu et Zn) dans les cystes et la biomasse "d’Artemia" exploités dans la saline de Sfax

OpenAIRE

Aloui, N.; Amorri, M.; Choub., L.

2010-01-01

RESUME La saline de Sfax constitue un site potentiel pour l’exploitation et la production de l’Artemia locale. Des quantités importantes d’Artemia sont exploitées chaque année (60 kg de cystes poids sec) et sont utilisées en alimentation larvaire. Afin de démontrer l’impact de divers rejets industriels, agricoles dans cette saline, nous avons procédé à la détermination de quelques métaux traces toxiques : le mercure (Hg), le cadmium (Cd), le plomb (Pb), le cuivre (Cu) et le zinc (Zn) p...

CSI, de la série au jeu : « a more immersive experience »

OpenAIRE

Monnet-Cantagrel, Hélène

2016-01-01

CSI est une franchise de séries policières construites autour d’un même principe narratif de résolution des enquêtes par les techniques scientifiques d’investigation. D’objectif ouvertement commercial, de l’ordre du marketing, et répétitives, les franchises de médias n’ont pas toujours bonne presse, accusées de consacrer la transformation des biens culturels en produits industriels. Les franchises sont pourtant une pratique de plus en plus fréquente à la télévision - américaine - qui, depuis ...

La colonisation de l’expérience politique

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Marin Ledun

2005-10-01

Full Text Available En prenant pour objet les projets expérimentaux publics ou industriels en matière de TIC, dans ou à la marge de la sphère politique française, dès la fin des années soixante, cette recherche analyse, du point de vue des Sciences de l’Information et de la Communication, les enjeux liés à l’extension du dispositif des TIC dans les activités politiques et à la redéfinition de la place du sujet politique dans les procédures démocratiques.

La gestion par affaire et pilotage de la performance des organisations industrielles

OpenAIRE

Pendariees, Michel

2006-01-01

International audience; « Dans les systèmes industriels où les produits sont conçus et réalisés en fonction des spécifications des clients, la notion d'affaire est l'entité de base de la gestion industrielle » . Aujourd'hui, la recherche de solutions globales « sur mesure », prime sur la fourniture d'un catalogue de « belles solutions », comme réponse au client. Pour être performante, l'entreprise industrielle doit s'organiser par « affaire ». Ce qui lui permet de mieux s'adapter et maîtriser...

Désadification biologique des vins par les levures de fleur

Directory of Open Access Journals (Sweden)

C. LLAGUNO

1971-03-01

Le processus de désacidification bactérienne du vin par la fermentation malolactique est bien connu. Le vin acquiert ainsi une plus grande souplesse au goût et une stabilité biologique indispensable à sa conservation en bouteilles. Cependant, les levures Schizosaccharomyces pombe peuvent aussi fermenter l'acide malique (RIBÉREAU-GAYON et PEYNAUD, 1962. TARANTOLA et GANDINI, 1967 ont décrit des essais semi-industriels de désacidification biologique d'un moût blanc piémontais ; provoquée aussi bien par l'ensemencement de bactéries malolactiques  que de Schizosaccharomyces pombe.

Automates programmables et réseaux de terrain: conception des systèmes de régulation

OpenAIRE

Blanc, D

1998-01-01

Depuis le début des années 80, nous intégrons des automates programmables pour le contrôle des différents processus industriels. A l'origine, l'automate programmable était considéré comme une machine séquentielle, capable de suppléer des automatismes réalisés en logique traditionnelle, en apportant toutefois de profonds bouleversements dans la manière de concevoir et d'organiser le contrôle d'un processus. L'intégration de l'automate programmable renforce le degré de fiabilité de l'équipement...

BadButik A/S

DEFF Research Database (Denmark)

Nielsen, Jørgen; Bertelsen, Niels Haldor

Rapporten omhandler udviklingen af et helt nyt forretningskoncept for levering af badeværelser. Konceptet omfatter både den tekniske og forretningsmæssige udvikling og har fokus på industriel udvikling af arbejdet på byggepladsen og i designarbejdet. Resultatet af projektet kan ses som svar på...... spørgsmålet: Hvordan ser denne virksomhed ud, og hvordan kan den udvikles? Rapporten henvender sig især til udviklingsorienterede boligorganisationer og virksomheder. Projektet er gennemført med støtte fra Nordic Innovation Centre, der i 2005 besluttede at støtte udviklingsprojekter, der specifikt tog...

Evaluation of the industrial programs of NOVEM. Evaluatie industriele programma's NOVEM

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Koster, S J; Rademaker, B; Braun, A R; Gerritse, G

1989-01-01

The title subject has been evaluated by INDIS (Dutch Bureau for Industrial and Professional Investigations) in order to analyse the demand of the target group and to collect data for the product/market strategical part of the long-range planning for 1989-1993 and 1994-1998. INDIS collected data from 20 interviews with policy-making managers from industrial companies, and 9 interviews with consultancy bureaus, engineering bureaus, contractors, business organizations and the government. These data were supplemented by a literature search. The effectiveness of the NOVEM (Netherlands Agency for Energy and the Environment) has been investigated with regard to the possibilities of developed technologies. This investigation was done by Braun Technoconsult. Conclusions and recommendations are given with regard to energy and environmental projects, the roles of the government, the umbrella organizations and the NOVEM and finally the effectivity of the applicated tools (information, counseling, demonstrations, financing, etc.).

Eco-imposition du capital, emploi et développement industriel durable

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Bernard Dupont

2010-09-01

Full Text Available En remplaçant la part des cotisations sociales à la charge de l’employeur par un éco-impôt sur le capital polluant, l’Etat peut inciter les entreprises à investir dans les trajectoires technologiques de la durabilité. Cet article expose un modèle macroéconomique à trois facteurs qui montre comment la fixation conjointe et combinée du taux de cotisations sociales et du taux d'éco-impôt peut assurer la stabilité globale des prix, garantir la neutralité budgétaire et conserver en l’état la compétitivité prix. Contrôlée par le ministère du développement durable, la déformation de la fonction de production provoquée par une fiscalité directe favorable au capital non polluant et au travail augmente le volume de l’emploi et améliore la qualité environnementale sans détériorer la compétitivité ni déséquilibrer les comptes sociaux.Replacing the welfare cost by an eco-taxation based on polluting capital can incite companies to invest in the technological trajectories for sustainability. This paper proposes a macroeconomic three factors model in which the jointed and combined determination of welfare cost and eco-taxation rates can maintain the global price stability, guarantees the budget balance of fiscal transfers and keeps the state of the competitiveness price as it was before. Controlled by the ministry of sustainable development, the deformation of the function of production, caused by a direct tax system favorable to the non-polluting capital and to the labour, increases the employment and improves the environmental quality without negative effects on competitiveness and social accounts.

The 'Reacteur Jules Horowitz': a new experimental reactor project

International Nuclear Information System (INIS)

Frachet, S.; Ballagny, A.

1999-01-01

The Jules Horowitz Reactor (RJH) is a new research reactor project dedicated to materials and nuclear fuel testing, the location of which is foreseen at the CEA-CADARACHE site, and the start-up in 2006. The launching of this project originated from a double finding: The development of nuclear power plants aimed at satisfying the energy needs of the next century, cannot be envisaged without experimental reactors which are unrivaled for the validation of new concepts of nuclear fuels, materials, and components as well as for their qualification under irradiation. The existing experimental reactors are 30 to 40 years old and it is advisable to examine henceforth the necessity for and the nature of a new reactor to take over and replace, at the beginning of next century, the reactors shut-down in the mean time or at the very end of their lives. Within this framework, the CEA has undertaken, in the last years, a study on the mid and long term irradiation needs, to determine the main features and performances of this new reactor. The concept of the reactor will have to fulfill the thermal neutron irradiation requirements as well as the fast neutron experimental needs, with a great potential versatility for any new irradiation programs. The reactor project selected among several different concepts, is finally a light water pool concept, with 100 MW thermal power. It could reach neutronic fluxes twice those of present French reactors, and allows for many irradiations in and around the core, under high neutron fluxes. The reactor will satisfy the highest level of safety in full accordance with international safety recommendations and the French safety approach for this kind of nuclear facility, thus giving an added safety margin keeping in mind the versatility of research reactors. The feasibility studies have been focused on the following most important items: neutronic and thermalhydraulic studies on alternative core designs, with or without added pressurization, assessment of different core surrounding structures in connection with the core studies, overall layout of the reactor/auxiliary pools and reactor building. (author)

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

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

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

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

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1963-10-15

's performance characteristics changed radically. The steam disengaging velocity reached 1 ft/s and the steam dome height decreased to 3 ft. Under these conditions liquid carryover occurred and increased rapidly with increasing power. The reactor no longer behaved as a direct-cycle boiling-water reactor; in a sense it functioned as a natnral-circulation dual-cycle reactor. (author) [French] Le 25 mai 1962, le Laboratoire national d'Argonne a recu l'autorisation de la Commission de l'energie atomique des Etats-Unis (CEA-EU) d'exploiter le reacteur experimental a eau bouillante (EBWR) jusqu'a une puissance de 100 MW. Dans le cadre de l'administration du systeme de garanties, l'Agence internationale de l'energie atomique a autorise a aller de l'avant le 11 juillet 1962. Le 5 novembre 1962, on a atteint la puissance de 100 MW. Le programme experimental, realise avec le reacteur EBWR de 100 MW, a ete acheve le 6decembre 1962. L'un des principaux objectifs du projet etait de pourvoir le reacteur de tous les instruments de mesures necessaires pour obtenir des donnees et des renseignements sur les performances de cette filiere. C'est le premier programme de ce genre qui ait ete entrepris. On a mis au point plusieurs techniques d'instrumentation nouvelles pour obtenir les donnees voulues. Cet objectif a ete atteint avec le plus grand succes, et on a pu recueillir beaucoup de donnees nouvelles sur les performances d'un reacteur a eau bouillante a circulation naturelle. Ce programme a permis d'obtenir des indications sur les points suivants: debit de recirculation; limite de separation de la vapeur et du liquide (entrainement de vapeur dans le tube d'eau et de liquide par la vapeur); sous-refroidissement; localisation de l'interface vraie dans le reacteur et son influence sur le niveau de la colonne d'eau; taux de condensation de la vapeur dans le tube d'eau; coefficients cavitaires; antireactivite de l'acide borique; coefficients de temperature; emploi de bandes de bore a des fins de

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Haefele, W. [Kernforschungszentrum, Karlsruhe (Germany)

1962-03-15

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

The new French uranium refining plant at Narbonne; La nouvelle usine francaise de raffinage d'uranium de Narbonne

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1961-07-01

In 1957 the Commissariat l'Energie Atomique in collaboration with two French industrial firms, the Compagnie de Saint-Gobain and the Societe Potasse et Engrais chimique, undertook the construction of a plant for the production of refined uranium on an industrial scale. This plant, which forms part of the French nuclear equipment programme and which works at a capacity of 1000 tons/year, was put into operation in July 1959. First of all the principles on which this under-taking is based are outlined. This is followed by a more detailed account of the construction, including the improvements brought to the process developed at the C.E.A. plant at le Bouchet when it was carried over to the industrial stage by the uranium branch of the Societe d'Etudes et de Travaux. (author) [French] Le Commissariat a l'Energie Atomique a entrepris en 1957 a Narbonne avec la collaboration de deux societes francaises, la Compagnie de Saint-Gobain et la Societe Potasse et Engrais Chimiques, la construction d'une usine destinee a assurer la production d'uranium raffine sur un plan industriel. Cette usine d'une capacite de 1000 tonnes/an qui s'insere dans le programme d'equipement nucleaire francais, a ete mise en service en juillet 1959. Nous evoquerons d'abord les principes qui ont ete a la base de cette realisation. Puis nous donnerons quelques details sur la construction et les ameliorations qui ont ete apportees au procede mis au point a l'usine du Bouchet du C.E.A. lors de sa transposition sur un plan industriel par la Societe d'Etudes et de Travaux pour l'uranium. (auteur)

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1966-07-01

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

Design of the fuel element 'snow-flake' in uranium oxide, canned with aluminium, for the experimental reactor EL 3 (1960); Etude d'un element combustible en oxyde d'uranium gaine d'aluminium, type ''cristal de neige'' pour la pile EL 3 (1960)

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Gauthron, M.; Guibert, B. [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France).Centre d' Etudes Nucleaires

1960-07-01

This report sums up the main studies have been carried out on the fuel element 'Snowflake' (uranium oxide, canned with aluminium), designed to replace the present element of the experimental reactor EL3 in order to increase the reactivity without modifying the neutron flux/thermal power ratio. (author) [French] Ce rapport resume les principales etudes qui ont ete faites sur l'element combustible 'Cristal de Neige' (a oxyde d'uranium, gaine d'aluminium) destine a remnlacer l'element actuel du reacteur experimental EL3, afin d'en augmenter la reactivite sans modifier le rapport flux neutronique-puissance thermique. (auteur)

Experimental similitude determination of the influence of perturbations in the thickness of a heating channel on the isolated wall temperatures (1960); Determination experimentale en similitude de l'influence de perturbations dans l'epaisseur d'un canal chauffant sur les temperatures de la paroi isolee (1960)

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1960-07-01

A study is made of the local heating phenomena produced on the isolated wall of a channel heated by the Joule effect by a sudden fluctuation in the conducting thickness. By the use of an experimental scale model it has been possible to measure the differences in the isolated wall temperature along the abscissa of the perturbation. The tests carried out show that the temperature differences are contained within a range of {+-} 4 per cent with respect to the temperature differences between the isolated and the isolated walls. (author) [French] On analyse le phenomene thermique local cree sur la paroi isolee d'un canal chauffe par effet Joule, par une perturbation brusque de l'epaisseur conductrice. Un modele experimental a l'echelle a permis de mesurer les ecarts de temperature de la paroi isolee a l'abscisse de la perturbation. Les essais realises ont montre que les ecarts de temperature se situaient dans une bande de {+-} 4 pour cent par rapport a l'ecart de temperature moyen entre paroi isolee et paroi refroidie. (auteur)

Fission product determination in irradiated fuel processing waste (electrophoresis); Dosage des produits de fission dans les effluents de traitement des combustibles irradies (electrophorese)

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Auchapt, J M; Tret, J [Commissariat a l' Energie Atomique, Centre de Marcoule, 30 - Bagnols-sur-Ceze (France). Centre de Production de Plutonium de Marcoule. Services d' Extraction du Plutonium

1966-07-01

This dosage method concerns fission products present in the waste produced from the processing of cooled irradiated fuels. - Sr, Cs, Ce, Y, Ru by quantitative analysis; - Zr, Nb by qualitative analysis. It includes electrophoresis on paper strips one meter long which is then analysed between two window-less Geiger counters. For an activity of 10{sup -2} {mu}Ci of any cation in a 10 {mu}l spot, the standard error {sigma} if 3 to 4 per cent. complete analysis lasts about 5 hours. (authors) [French] Cette methode de dosage concerne les produits de fission presents dans les effluents de traitement des combustibles irradies refroidis: - Sr, Cs, Ce, Y, Ru en analyse quantitative; - Zr, Nb en analyse qualitative. Elle comporte une electrophorese sur bande de papier de un metre de longueur suivie d'un depouillement entre deux compteurs Geiger sans fenetre. Pour une activite de 10{sup -2} {mu}Ci d'un cation quelconque dans une tache de 10 {mu}l l'erreur standard {sigma} est de 3 a 4 pour cent. L'analyse complete demande environ 5 heures. (auteurs)

Thermo-pneumatic canning; Le gainage thermopneumatique

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1958-07-01

In the thermo-pneumatic canning, the fuel is enclosed in its can with a clearance that must be reduced by external heated gas pressure. The principal applications are: a) binding magnesium cans on to uranium in fuel elements of reactors cooled by CO{sub 2} under pressure, b) application of a can to a hollow bar of uranium too thin to resist the pressure of cold hydraulic canning, c) application of an aluminium can to a bar, with an initial diametrical clearance between uranium and can too great to sustain cold hydraulic canning without buckling, d) detection of major leakage in the slugs. (author) [French] Ce procede consiste a appliquer une gaine sur une barre d'uranium par pression hydrostatique d'un gaz chaud. Les principales applications sont: a) le frettage des gaines de magnesium des elements combustibles des piles refroidies au CO{sub 2} sous pression, b) le gainage d'un barreau creux qui serait ecrase a froid, c) le gainage avec un jeu initial trop fort pour etre effectue a froid sans plisser, d) la detection des fuites de cartouches. (auteur)

Simulation de mouvement humain sur postes de travail pour le diagnostic et l'aide à la conception

OpenAIRE

Hue, Valentin

2008-01-01

Les travaux présentés dans ce mémoire concernent la génération automatique de postures et mouvements humains sur poste de travail industriel. L'objectif poursuivi est d'animer de façon réaliste un mannequin numérique afin de simuler un opérateur dans l'exécution de sa tâche. Cette animation doit permettre d'aider à l'analyse des facteurs biomécaniques pouvant engendrer des Troubles Musculo-Squelettiques. Dans un premier temps, des choix de modélisation sont proposés en fonction de ce contexte...

Integration des PLC dans l'infrastructure de contrôle AB/CO

CERN Document Server

Locci, F

2005-01-01

L’interface lEPLC qui a été mise au point dans le cadre du projet de consolidation ISOLDE, est dorénavant utilisée chaque fois qu’un groupe équipement souhaite interconnecter un système à base de composants industriels dans l’infrastructure de contrôle AB/CO. Et en plus récemment pour la machine LEIR, le CTF, REX … mais aussi pour le contrôle de divers équipements du LHC. Ce document décrit les objectifs de l’interface IEPLC, le protocole d’échange et les outils de configuration associés, dans sa version de base.

Development of a continuous dissolution process for the new reprocessing plants at La Hague

International Nuclear Information System (INIS)

Auchapt, P.; Patarin, L.; Tarnero, M.

1984-01-01

The French Commissariat a l'Energie Atomique has designed a continuous rotary dissolver for LWR fuel reprocessing. An industrial prototype has been tested since 1979 at the Service des Prototypes Industriels, at Marcoule. This type of dissolver will be installed at the COGEMA's Reprocessing Plants at La Hague. The advantages of a continuous process are listed, compared to batch dissolutions (chemistry, operation, capacity). The industrial prototype, featuring safe geometry, is described. The R and D program is indicated, and the main results of inactive tests already performed on the industrial prototype are given, including heating, mechanical, and chemical tests (UO 2 dissolutions at 4tU per day)

Krafttraining bei älteren "frail" Personen

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Kapan A

2013-01-01

Full Text Available Aufgrund der demographischen Entwicklung in den westlichen Industrieländern kann bei einem Ausbleiben adäquater Präventionsmaßnahmen davon ausgegangen werden, dass in Österreich im Jahr 2050 356.000 gebrechliche („frail“ und 1,5 Millionen Personen mit Vorstufen erwartet werden können. Im Alter von 50–70 Jahren kann auch bei gesunder Ernährung und körperlicher Aktivität die Muskelkraft um bis zu 30 % nachlassen. Für den Erhalt der Mobilität und um dem Muskelabbau entgegenzuwirken nimmt das körperliche Training, vor allem das Krafttraining, einen wichtigen Stellenwert ein.

Identification of genetic, environmental and technologic factors associated to the variability of vitamins in common wheat and wheat based food products

OpenAIRE

Nurit, Eric

2015-01-01

Le blé est la seconde céréale la plus cultivée dans le monde et constitue un apport majeur de l’alimentation quotidienne. L’effort consentie à continuellement améliorer les qualités meunière et boulangère du blé tendre, s’est fait au détriment du caractère nutritionnel du grain. Ainsi la plupart des produits industriels dérivés des grains de blé sont produits à partir de farines blanches raffinées qui ne contiennent ni le germe ni les sons. Cependant, dans ces différents tissus qu...

Conception et exploitation d'une sonde électronique d'auscultation des réseaux d'assainissement urbains non visitables

OpenAIRE

Bedrani , Mourad

1983-01-01

Partant de l'hypothèse que, d'une part, aucun rejet ne peut se trouver à une température rigoureusement identique à celle des eaux drainées dans le réseau, et que, d'autre part, la température de la nappe phréatique est systématiquement plus basse que celle de différents rejets domestiques ou industriels, nous avons conçu une sonde autonome à double paramètre : température et conductivité, baptisée Ichtyotherme, pour l'auscultation des réseaux. L'appareil développé est couplé à un microordina...

Étude du soudage LASER Yb : YAG homogène et hétérogène des superalliages Hastelloy X et Haynes 188

OpenAIRE

Graneix, Jérémie

2015-01-01

De nos jours, la complexité des pièces mécaniques est de plus en plus grande dans de nombreux secteurs industriels de pointes tels que l’aéronautique, l’aérospatiale ou bien encore le domaine médical. Pour répondre à ces nouvelles exigences, notamment en termes de géométrie, de nouvelles techniques de conception et de fabrication automatisées intègrant également une meilleure traçabilité des pièces, sont mises en place. Ce travail de thèse s’est inscrit dans un projet partenarial entre le Lab...

Nathalie BOULOUCH, Lumière, la couleur inventée. les autochromes, collection privée de la famille Lumière, préf. de M. Trarieux-Lumière, trad. anglaise par P. Hargreaves, Lyon, A. Scheibli, 1995, non pag., 48 ill. coul., bibl.

OpenAIRE

Aubenas, Sylvie

2002-01-01

Le propos de cet ouvrage est de faire connaître l'usage privé que firent les frères Lumière, industriels lyonnais et par ailleurs inventeurs du cinéma, de leur création favorite: l'autochrome. C'est un album de famille charmant qui déroule sous nos yeux la douce vie d'avant 1914: scènes champêtres, baignades dans une mer encore déserte, bébés joufflus et jeux d'enfants, jeunes femmes en dentelles et ombrelles. Le tout présenté de façon particulièrement soignée: exceptionnelle qualité de...

Development of a continuous dissolution process for the new reprocessing plants at La Hague

International Nuclear Information System (INIS)

Auchapt, P.; Patarin, L.; Tarnero, M.

1984-08-01

The French Commissariat a l'Energie Atomique has designed a continuous rotary dissolver for LWR fuel reprocessing. An industrial prototype has been tested since 1979 at the Service des Prototypes Industriels, at Marcoule. This type of dissolver will be installed at the COGEMA's Reprocessing Plants at La Hague. The advantages of a continuous process are listed, compared to batch dissolutions (chemistry, operation, capacity). The industrial prototype, featuring safe geometry, is described. The R and D program is indicated, and the main results of inactive tests already performed on the industrial prototype are given, including heating, mechanical, and chemical tests (UO 2 dissolutions at 4tU per day)

Non disponible / Not available

OpenAIRE

Pierre , Cuny

2007-01-01

Non disponible / Not available; La restauration des dents antérieures par la céramique collée impose une réussite au niveau de la biocompatibilité, de la forme mais également de la couleur du résultat définitif. En raison de l'opacité variable des céramiques utilisées, les industriels proposent des polymères de collage dont le mécanisme de prise est dit « dual ». Une gamme étendue de couleur de ces polymères decollage ainsi que des niveaux d'opacité variable permettent de répondre au mieux à ...

La bioremédiation, ange ou démon ? Décryptage des risques émanant de la dépollution d’un environnement contaminé, illustré par la remédiation biologique de l’arsenic

OpenAIRE

Karlen, Stéphane

2014-01-01

La dégradation et la pollution de notre environnement ont de multiples origines et se déclinent en un phénomène complexe qu’il est difficile de disséquer. Les métaux lourds forment une catégorie particulière de polluants. Aujourd’hui, les métaux lourds libérés dans l’environnement proviennent d’émissions non contrôlées de fonderies et d’autres activités industrielles (surtout les mines), de l’évacuation de déchets industriels et du plomb que renferment les conduites d’eau, la peinture et l’es...

La qualité en industrie, application : travail sur la qualité produit au sein d'une industrie agro-alimentaire

OpenAIRE

Ispa, Myriam

2004-01-01

L'important développement industriel et les évolutions sociales majeures de ces dernières décennies sont à l'origine de l'avènement de la qualité qui occupe aujourd'hui une place à part entière dans les entreprises. Son importance est universellement reconnue et elle se situe maintenant au coeur des dernières théories managériales. Après avoir défini le concept de qualité et retracé son évolution au cours du temps, cette étude établit, dans un premier temps, une présentation complète du manag...

Le marché des jeux vidéo

OpenAIRE

Trémel, Laurent

2012-01-01

Basé sur les travaux menés par l’auteur sur la pratique des jeux vidéo depuis une dizaine d’années, l’article se situe dans une perspective de sociologie critique et expose les logiques développées dans les jeux vidéo les plus pratiqués, et comment celles‑ci répondent aux attentes d’un « public cible ». En déconstruisant certains artefacts statistiques conçus pour modifier l’image sociale de ces produits, le propos révèle quelles sont les intentions des industriels du loisir et comment ils pe...

La plaine océanique abyssale et l'assainissement des petites îles : le cas de la Polynésie Française

OpenAIRE

Rougerie, Francis

1999-01-01

Alors que la fonction "ressource" de l'océan tend à atteindre ses limites (pêche, aménagement des zones côtières), la fonction "réceptacle" commence seulement à être utilisée de façon rationnelle, en particulier grâce à la mise en service des tuyaux-émissaires pour le rejet en subsurface des effluents urbains et industriels non toxiques. De par ses dimensions, la zone abyssale océanique constitue notre seconde planète et possède un énorme potentiel de charge dont l'usage adéquat peut alléger ...

Martin Szekely : ne plus dessiner

OpenAIRE

Mokhtari, Sylvie

2012-01-01

Ce livret, publié à l’issue d’une exposition éponyme au Centre Pompidou en 2011-12, présente, sous la conduite de Françoise Guichon les « recherches » et les « projets industriels » du designer qui en 1996 avait déclaré « ne plus dessiner ». Un texte de Philippe-Alain Michaud explicite en deuxième partie de l’opuscule la rencontre de Martin Szekely avec l’artiste Mark Lewis qui réalisa un film à partir du miroir Soleil noir (2007) installé dans les salles de peinture hollandaise de la Nationa...

Éditorial

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Catherine Manigand-Chaplain

2007-03-01

Full Text Available Depuis plus d'une vingtaine d'années, la Direction de l'architecture et du patrimoine a contribué à explorer le domaine du patrimoine industriel. Ce huitième numéro de la revue In Situ rend compte de l'ampleur du travail accompli (fig. n° 1, n° 2.Figure 1Usine de construction aéronautique Marcel Bloch (architecte Georges Hennequin. Cour d'honneur : accès à la piste monumentalisée par des portiques. Déols (Indre.Hermanowicz, Mariusz © Inventaire général, ADAGP, 2004.Figure 2Papier à en-tête...

Les pôles de compétitivité : le recours au modèle des clusters ?

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Jean Bouinot

2007-03-01

Full Text Available Introduction : définition d’un cluster En novembre 2004, le gouvernement a lancé un appel d’offre pour structurer des pôles de compétitivité que les praticiens français n’hésitent pas à qualifier de cluster, littéralement un rassemblement du type « bouquet de fleurs ». Pour une définition théorique on peut s’appuyer sur une comparaison avec le modèle du district industriel italien (MDII. Le district est spécialisé dans un produit donné (chaussures de sport à Montebelluna, le leader mondial e...

Alternatives Sud, “L’offensive des marchés sur l’université. Points de vue du Sud”

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Jean-Émile Charlier

2011-03-01

Full Text Available Un nouvel ordre mondial de l’enseignement supérieur est de toute évidence en gestation, le processus de Bologne en est une manifestation parmi beaucoup d’autres. Les analyses de ce phénomène restent trop rares, l’initiative d’Alternatives Sud arrive donc à point nommé. Le numéro est introduit par N. Hirtt, dont les thèses sur l’influence que la table ronde des industriels (ERT exerce sur l’évolution de nos systèmes éducatifs sont connues. Dans son éditorial fort bien documenté, il dresse le ...

Innovationsledelse

DEFF Research Database (Denmark)

I efteråret 2005 brugte 24 mennesker, 24 uger, med deadline hver d. 24. i måneden, på at skrive 24 bidrag om innovationsledelse på dansk. Denne side giver dig adgang til bogen - eller "webbogen Innovationsledelse” – en open source bog fra Center for Industriel Produktion. Webbogen adresserer et...... varmt emne og indeholder bidrag skrevet af såvel forskere som erfarne ”innovationshåndværkere” fra industri og service om emner af betydning for innovation af bl.a. produkter og forretningsprocesser. Bogen er et led i vores formidling til praktikere, studerende, kollegaer og andre, der interesserer sig...

Modelo para la selección de opciones estratégicas en el sector de textiles de uso técnico

OpenAIRE

Detrell Domingo, Ariadna

2007-01-01

L'objet de la thèse est établir une systématique pour la détection d'opportunités stratégiques dans le secteur de textiles d'usage technique. Depuis cette perspective, on analyse des divers modèles conceptuels pour la sélection d'options stratégiques, pour définir un modèle nouveau adapté à l'idiosyncrasie du secteur industriel textile. Le modèle conceptuel à définir est éclectique car utilisera quelques-uns des outils habituellement employés pour l'analyse stratégique interne et externe. Par...

Industrial lightning. Towards a global cost approach of an industrial lightning installation; Eclairage industriel. Pour une approche en cout global d'une installation d'eclairage industriel

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

NONE

2003-07-01

This document proposes an approach of the global cost of an industrial lightning installation and provides information on the benefits and its associated performance of a good industrial lightning, examples of applications, the available products and the regulation texts of the domain. (A.L.B.)

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

NONE

1969-02-01

The EL-3 reactor is an experimental pile. Heterogenous type reactor, water moderated and cooled it uses slightly enriched uranium oxide as fuel (4.5 percent) distributed in vertical cells that constitute the core (the maximum number of cells is 99). It is conceived to function at a maximal thermal power of 20 MW. It supplies a maximum thermal neutron flux of 10{sup 14} neutrons/cm{sup 2}/sec. It has several experimental devices. The EL-3 reactor is surrounded by auxiliary circuits of fluids, in a sealed containment, slightly depressed. The primary heavy water coolant circuit is completely included in this containment. Its cooling is made by the intermediary of a light water secondary circuit by atmospheric refrigerants. The ventilation circuits of the sealed containment and the reactor block do not release air outside, under nornal functioning, by a particularly studied chimney only after filtering and eventually dilution. The eventual contamination of the light water or air by active products is permanently monitored to allow the reactor shutdown and avoid the release in atmosphere of dangerous products. The EL-3 reactor, laying down in may 1955, has diverged in july 1957, made its first ascending in power in december 1957 and reached its complete power in april 1958. The positioning of actual fuel (snow crystal) was made during summer 1964. Reactor with an experimental aim, it is used for theoretical and technological studies by material irradiation in the experimental channels and the core cells, with possibilities to constitute independent loops (relative to the cooling fluids). Thirty vertical channels are devoted to the fabrication of artificial radioelements. [French] La pile EL-3 est une pile experimentale. Du type heterogene, moderee et refroidie a l'eau lourde elle utilise comme combustible de l'oxygene d'uranium faiblement enrichi (4,5 p.cent) reparti en cellules verticales qui constituent le coeur (le nombre maximal de cellules est de, 99). Elle est

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

NONE

1969-02-01

The EL-3 reactor is an experimental pile. Heterogenous type reactor, water moderated and cooled it uses slightly enriched uranium oxide as fuel (4.5 percent) distributed in vertical cells that constitute the core (the maximum number of cells is 99). It is conceived to function at a maximal thermal power of 20 MW. It supplies a maximum thermal neutron flux of 10{sup 14} neutrons/cm{sup 2}/sec. It has several experimental devices. The EL-3 reactor is surrounded by auxiliary circuits of fluids, in a sealed containment, slightly depressed. The primary heavy water coolant circuit is completely included in this containment. Its cooling is made by the intermediary of a light water secondary circuit by atmospheric refrigerants. The ventilation circuits of the sealed containment and the reactor block do not release air outside, under nornal functioning, by a particularly studied chimney only after filtering and eventually dilution. The eventual contamination of the light water or air by active products is permanently monitored to allow the reactor shutdown and avoid the release in atmosphere of dangerous products. The EL-3 reactor, laying down in may 1955, has diverged in july 1957, made its first ascending in power in december 1957 and reached its complete power in april 1958. The positioning of actual fuel (snow crystal) was made during summer 1964. Reactor with an experimental aim, it is used for theoretical and technological studies by material irradiation in the experimental channels and the core cells, with possibilities to constitute independent loops (relative to the cooling fluids). Thirty vertical channels are devoted to the fabrication of artificial radioelements. [French] La pile EL-3 est une pile experimentale. Du type heterogene, moderee et refroidie a l'eau lourde elle utilise comme combustible de l'oxygene d'uranium faiblement enrichi (4,5 p.cent) reparti en cellules verticales qui constituent le coeur (le nombre maximal de cellules est de, 99

Days on safety of industrial radiographic controls; Securite des controles radiographiques industriels

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

NONE

2008-07-01

This program is divided in three parts: the context and the regulations, the preparation and the implementation, the tools of prevention and the initiatives and the perspectives.In the first part devoted to the context and regulation are: the context by the Authority of nuclear safety (A.S.N.), the regulation referential, the transport of gamma-graphs; in the second part are the distribution of liabilities, materials and associated requirements, the feedback of incidents and exploitation of it, training and base requirements, works of S.F.R.P./C.O.F.R.E.N.D. and the A.S.N. position; the third part includes help to evaluation of risks at working places of industry radiologists, dosimetry study of a working place, guide to evaluate oneself; the fourth part devoted to the initiatives and the perspectives are: regional experiences charters of good practices in industry radiography, integration of works and deployment by the members of the C.O.F.R.E.N.D., perspectives in matter of prevention of occupational risks in the area of industry radiography. (N.C.)

Untersuchung bergmaennischer und industrieller Rueckstandshalden auf eine moegliche Freisetzung natuerlicher radioaktiver Elemente

International Nuclear Information System (INIS)

Schmitz, J.

1985-01-01

More than 350 deposits from mining and processing in Baden-Wuerttemberg and Lower Saxony were visited, measured radiometrically, assessed by a unified scheme and partly sampled. The highest local dose rates, up to 100 mSv/a, were found in the waste from uranium exploration, as expected. The values of these planned wastes were followed by waste from silver-cobalt mining dumped above ground, with dose rates up to 20 mSv/a. Fly ash and slag deposits had a dose rate of about 2 mSv/a, and are comparable with many porphyry and granite rocks. The higher values of slag deposits from iron ore smelting were clearly due to high thorium content. The lowest doses were from stone waste from the mining of hydrothermal lead-zinc and iron ores. The analyses of uranium, radium 226 and lead 210 confirmed the radiometric measurements. The analysis of waste seepage water and tunnel outlets gave only a low number of values which exceeded the drinking water concentration according to the Radiation Protection Order. (orig./RB) [de

High temperature heat pumps for industrial cooling; Hoejtemperatur varmepumper til industriel koeling

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Rasmussen, Lars; Nielsen, Jacob [Advansor A/S, Aarhus (Denmark); Kronborg, H. [Cronborg, Holstebro (Denmark); Skouenborg, K. [Jensens Koekken, Struer (Denmark)

2013-03-15

This report deals with theoretical analysis of various types of integration of heat pumps in the industry, as well as a demonstration plant that serves the project's practical execution. The report describes the system integration between heat pumps and existing industrial cooling systems. Ammonia plants in industry are estimated to have an allocation of 85%, which is why only an analysis of this type of installation as surplus heat supplier is included in this report. In contrast, heat pumps with both CO{sub 2} and Isobutane as the refrigerant are analysed, since these are the interesting coolants for generating high temperature heat. It can be seen through the project that the combination of heat pump with existing cooling installations may produce favorable situations where the efficiency of the heat pump is extremely high while at the same time electricity and water consumption for the cooling system is reduced. The analysis reflects that CO{sub 2} is preferred over Isobutane in the cases where a high level of temperature boost is desired, whereas Isobutane is preferable at low level of temperature boost. In the demonstration project, the report shows that the heat pump alone has a COP of 4.1, while the achieved COP is 5.5 when by considering the system as a whole. In addition to increased performance the solution profits by having a reduction in CO{sub 2} emissions of 81 tons/year and a saving of 470,000 DKK/year. (LN)

Use of glasses as industrial dosimeters; Utilisation des verres comme dosimetres industriels

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Balestic, F. [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France).Centre d' Etudes Nucleaires; Le Clerc, P.; Bonnaud, M. [Centre de Recherches des Glaceries de Saint-Gobain (France)

1959-07-01

Glasses have the property of colouring under the action of ionizing radiations. We endeavoured to specify the conditions under which the intensity of coloration can be used as a measure of the quantity of radiation to which the glass has been submitted. In the case of a glass loaded with cobalt, a study of the optical density at different wavelengths enabled us to find the factors governing the formation of coloured centres and their conservation in the glass. We give a set of calibrating curves for different values of these parameters (irradiation rate, irradiation temperature; fading time and fading temperature), enabling determination of radiation doses in the range from 10 000 to 1 000 000 rep from measured optical density. (author) [French] Les verres ont la propriete de se colorer sous l'action des rayonnements ionisants. Nous avons cherche a preciser les conditions dans lesquelles l'intensite de la coloration peut servir de mesure de la quantite du rayonnement auquel le verre a ete soumis. Dans le cas d'un verre charge au cobalt, l'etude de la densite optique a differentes longueurs d'onde a mis en evidence divers facteurs dont depend la formation des centres colores et leur conservation dans le verre. En prenant comme parametres ces divers facteurs (temperature d'irradiation, intensite d'irradiation, temperature de conservation et duree de conservation) nous avons etabli des courus d'etalonnage permettant la determination de doses entre 10 000 et 1 000 000 rep d'apres la densite optique observee. (auteur)

Use of glasses as industrial dosimeters; Utilisation des verres comme dosimetres industriels

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Balestic, F [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France).Centre d' Etudes Nucleaires; Le Clerc, P; Bonnaud, M [Centre de Recherches des Glaceries de Saint-Gobain (France)

1959-07-01

Glasses have the property of colouring under the action of ionizing radiations. We endeavoured to specify the conditions under which the intensity of coloration can be used as a measure of the quantity of radiation to which the glass has been submitted. In the case of a glass loaded with cobalt, a study of the optical density at different wavelengths enabled us to find the factors governing the formation of coloured centres and their conservation in the glass. We give a set of calibrating curves for different values of these parameters (irradiation rate, irradiation temperature; fading time and fading temperature), enabling determination of radiation doses in the range from 10 000 to 1 000 000 rep from measured optical density. (author) [French] Les verres ont la propriete de se colorer sous l'action des rayonnements ionisants. Nous avons cherche a preciser les conditions dans lesquelles l'intensite de la coloration peut servir de mesure de la quantite du rayonnement auquel le verre a ete soumis. Dans le cas d'un verre charge au cobalt, l'etude de la densite optique a differentes longueurs d'onde a mis en evidence divers facteurs dont depend la formation des centres colores et leur conservation dans le verre. En prenant comme parametres ces divers facteurs (temperature d'irradiation, intensite d'irradiation, temperature de conservation et duree de conservation) nous avons etabli des courus d'etalonnage permettant la determination de doses entre 10 000 et 1 000 000 rep d'apres la densite optique observee. (auteur)

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1963-01-15

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

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1958-07-01

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

The Flamanville 3 EPR reactor; Le reacteur EPR Flamanville 3

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

NONE

2007-07-01

On April 10. 2007, the french government authorized EDF to create on the site of Flamanville ( La Manche) a nuclear base installation containing a pressurized water EPR type reactor. This nuclear reactor, conceived by AREVA NP and EDF, is the first copy of a generation susceptible to replace later, at least partly, the French nuclear reactors at present in operation.Within the framework of its mission of technical support of the Authority of Nuclear Safety ( A.S.N.), the I.R.S.N. widely contributed successively: to define the general objectives of safety assigned to this new generation of pressurized water nuclear reactors; to analyze the options of safety proposed by EDF for the EPR project; To deepen, upstream to the authorization of creation, the evaluation of the step of safety and the measures of conception retained by EDF that have to allow to respect the objectives of safety which were notified to it. (N.C.)

Study of the behavior of AX-55 resin when used for recovering uranium from solutions formed by attacking low grade minerals with sulfuric acid; Etude du comportement de la resine ax-55 pour la recuperation de l'uranium des solutions d'attaque sulfurique de mineraux a faible teneur

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Parly, B; Pottier, P; Rigaud, A

1959-03-01

Uranium is recuperated on the anionic resin ACFI AX-55 from solution formed by attacking a Vendean mineral with sulfuric acid. This solution contains 373 mg of uranium acid 15,4 g of SO{sub 4} per litre. The pH is 1,5. The object of the text is on the one hand to study the behaviour of the resin AX,-55 during several absorption and desorption cycles and on the other hand to see whether this resin can be used industrially. The following conclusions are: 1) at the flow rate of 6,6 m{sup 3}/m{sup 2}.h which was employed the resin AX-55 can be used industrially; 2) Its principal advantage is to furnish an concentrated elutriation liquor containing: 15,84 g/1 of U; 3) It has the disadvantage of having a low capacity (approximately 60 per cent of that of Deacidit 'FF'). (author) [French] On recupere sur la resine anionique ACFI AX-55 l'uranium d'une solution d'attaque sulfurique d'un minerai de Vendee. Cette solution contient 373 mg d'uranium et 15,4 g de SO{sub 4} par litre. Son pH est 1,5. Le but de l'essai est, d'une part d'etudier le comportement de la resine AX 55 au cours de plusieurs cycles, d'autre part de verifier que son utilisation est possible industriellement. Les conclusions sont les suivantes: 1) au debit de 6,6 m{sup 3}/m{sup 2}.h utilise, la resine AX 55 peut etre utilisee industriellement; 2) son principal avantage est de fournir une liqueur d'elution concentree: 15,84 g/1 en U; 3) son inconvenient est sa capacite faible (environ 60 pour cent de celle de la Deacidit 'FF'). (auteur)

L'intervention sous-marine : situation actuelle et perspectives d'avenir Underwater Operations and Techniques: Current Situation and Future Outlook

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Bertrand A. R. V.

2006-11-01

Full Text Available A l'occasion de la Conférence Internationale de Paris sur la Pénétration sous-marine(6-8 décembre 1982, cet article fait le point sur les différents moyens d'intervention sous-marine disponibles à ce jour (plongeurs, engins télécommandés, sous-marins à pression atmosphérique et sur un certain nombre de problèmes technologiques communs (matériaux, télémanipulation, navigation, sources d'énergie. Ce domaine est encore en pleine évolution et fait appel aux récentes innovations technologiques. Bien que les engins télécommandés semblent avoir actuellement la faveur des industriels, les autres moyens restent d'avenir prometteur, la complémentarité devant remplacer dans le futur la concurrence La résurrection de l'Argyronète qui doit devenir en 1985 un banc d'essais des nouvelles techniques est le témoignage de l'activité de ce secteur industriel. This article is based on the International Symposium in Paris on Underwater Operations and Techniques 6-9 December 1982. It reviews the different methods now available for underwater operations (divers, remote-controlled vehicles, atmospheric-pressure submarines and various technological problems common to all of them (materials, remote manipulation, navigating, power sources. This field is evolving rapidly and makes use of the most recent technological innovations. Although remote-controlled vehicles now seem to be favored by industrialists, the other methods still have a promising future, and the complementariness of these methods can be expected to replace rivalry among them. The resurrection of the Argyronète project, which should become a test bench for new techniques in 1985, is a good illustration of the activity going on in this industrial sector.

Improving emotive communication: verbal, prosodic and kinesic conflictavoidance techniques

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Horst Arndt

2013-02-01

Full Text Available Industrial language programme developers who wish to improve emotive communication and reduce supervisor-worker conflicts can profit from recent research by interactional psychologists, social psychologists and investigators of nonverbal communication. Three emotive aspects of speech are central to conflict-avoidance: levels of assertiveness, interpersonal involvement and emotional intensity. In face-to-face speech these are signalled by various verbal, vocal and kinesic activities. Conflict-avoidance is largely a matter of impression management. A supervisor who wishes to avoid unnecessary conflicts actively maintains a supportive communicative environment. When delivering positive messages he is assertive, interpersonally involved, and more emotional than usual. When delivering negative messages he is relatively nonassertive, impersonal and unemotional. Multimodal techniques for avoiding conflicts in various industrial settings are discussed in the paper. Die samestellers van industriele taalprogramme wat daarna mik om emotiewe kommunikasie te verbeter en om opsiener/werker-konflik te verminder, sal baat vind by resente navorsing deur interaksie-psigoloe, sosiale psigoloe en ondersoekers na nie-verbale kommunikasie. Drie emotiewe aspekte van spraak staan sentraal in die vermyding van konflik: vlakke van selfgelding, interpersoonlike betrokkenheid en emosionele intensiteit. In gesprekke van aangesig tot aangesig word hierdie aspekte oorgedra deur verskeie verbale, vokale en kinestetiese aktiwiteite. Om konflik te vermy hang in 'n groot mate saam met die skep van 'n positiewe indruk. 'n Opsiener wat graag onnodige konflik wil vermy, skep op aktiewe wyse 'n ondersteunende kommunikatiewe omgewing. Wanneer hy positiewe boodskappe oordra, doen hy dit met gesag, hy is interpersoonlik betrokke en meer emosioneel as gewoonlilc Met die oordra van negatiewe boodskappe is hy relatief onaanmatigend, onpersoonlik en onemosioneel. Multi-modale tegnieke vir

Scientific report 1998; Rapport scientifique 1998

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

NONE

1998-07-01

The aim of this report is to outline the main developments of the ''Departement des Reacteurs Nucleaires'', (DRN) during the year 1998. DRN is one of the CEA Institution. This report is divided in three main parts: the DRN scientific programs, the scientific and technical publications (with abstracts in english) and economic data on staff, budget and communication. Main results of the Department, for the year 1998, are presented giving information on the reactors technology and safety, the neutronics, the transmutation and the hybrid systems, the dismantling and the sites improvement, the nuclear accidents, the nuclear matter transport, the thermonuclear fusion safety, the fuel cladding materials and radioactive waste control. (A.L.B.)

Scientific report 1998

International Nuclear Information System (INIS)

1998-01-01

The aim of this report is to outline the main developments of the ''Departement des Reacteurs Nucleaires'', (DRN) during the year 1998. DRN is one of the CEA Institution. This report is divided in three main parts: the DRN scientific programs, the scientific and technical publications (with abstracts in english) and economic data on staff, budget and communication. Main results of the Department, for the year 1998, are presented giving information on the reactors technology and safety, the neutronics, the transmutation and the hybrid systems, the dismantling and the sites improvement, the nuclear accidents, the nuclear matter transport, the thermonuclear fusion safety, the fuel cladding materials and radioactive waste control. (A.L.B.)

Scientific report 1998; Rapport scientifique 1998

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

NONE

1998-07-01

The aim of this report is to outline the main developments of the ''Departement des Reacteurs Nucleaires'', (DRN) during the year 1998. DRN is one of the CEA Institution. This report is divided in three main parts: the DRN scientific programs, the scientific and technical publications (with abstracts in english) and economic data on staff, budget and communication. Main results of the Department, for the year 1998, are presented giving information on the reactors technology and safety, the neutronics, the transmutation and the hybrid systems, the dismantling and the sites improvement, the nuclear accidents, the nuclear matter transport, the thermonuclear fusion safety, the fuel cladding materials and radioactive waste control. (A.L.B.)

Activity report 1998/1999; Rapport d'activite 1998/1999

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

NONE

1998-07-01

The aim of this report is to outline the main developments of the ''Departement d'Etudes des Combustibles'' (DEC), during the period 1998-1999: developments in terms of structure, staff, scientific research programs, publications and contracts. DEC is one of the department of the ''Departement des Reacteurs Nucleaires'' (DRN), itself depending of the CEA Institution. This report is divided in three parts. The first part gathers information on staff, budget and management. The part 2 presents the scientific programs in the domains of the nuclear Park competition improvement and renewal, the minor actinides incineration, thermo-mechanical codes and atomic calculations on fuel. The last part is devoted to publications,communication and training. (A.L.B.)

Activity report 1998/1999

International Nuclear Information System (INIS)

1998-01-01

The aim of this report is to outline the main developments of the ''Departement d'Etudes des Combustibles'' (DEC), during the period 1998-1999: developments in terms of structure, staff, scientific research programs, publications and contracts. DEC is one of the department of the ''Departement des Reacteurs Nucleaires'' (DRN), itself depending of the CEA Institution. This report is divided in three parts. The first part gathers information on staff, budget and management. The part 2 presents the scientific programs in the domains of the nuclear Park competition improvement and renewal, the minor actinides incineration, thermo-mechanical codes and atomic calculations on fuel. The last part is devoted to publications,communication and training. (A.L.B.)

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1960-07-01

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

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)

International Nuclear Information System (INIS)

2011-02-01

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

Present development of scintillator counters in France; Etat actuel du developpement des compteurs a scintillation en France

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Koechlin, Y; Koch, L; Lansiart, A [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires; Pietri, G [Laboratoire d' Electronique et de Physique Appliquee (France)

1958-07-01

For a number of years photomultipliers and scintillators have been produced on an industrial scale in France. The AEC has accepted the task of testing their performance, and advising the industry in consequence. This combined effort has resulted in the wide range of photomultipliers and scintillators summarised in the following paper. (author)Fren. [French] La france fabrique industriellement depuis quelques annees des photomultiplicateurs et des scintillateurs. Le Commissariat a l'Energie atomique s'est charge de mesurer leurs performances et de conseiller l'industrie fran ise a ce sujet. C'est ainsi que nous disposons actuellement de toute une gamme de photomultiplicateurs et de scintillateurs fran is dont nous donnons ci-dessous un apercu. (auteur)

Entrepreneur innovateur du troisième millénaire

OpenAIRE

Nathalie Mudard-Franssen

2000-01-01

A notre époque, charnière d'un nouveau siècle, il me semble pertinent de s'interroger sur la légitimité du rôle de l'entrepreneur innovateur du troisième millénaire. C'est pourquoi, à partir des débats au sein du D.E.S.S. « Entrepreneuriat et Redéploiement Industriel » de l'Université du Littoral Côte d'Opale de Dunkerque de l'année universitaire 1999-2000, j'ai recueilli 7 contributions et réalisé ce document de travail afin de présenter l'entrepreneur innovateur sous plusieurs angles. Ce do...

Les médiations sociales, culturelles et technologiques dans la production et l’appropriation des intergiciels de l’industrie du jeu vidéo au Canada

OpenAIRE

Charrieras, Damien

2011-01-01

Le secteur industriel des intergiciels de jeux vidéo (game middleware) est très lié au développement des industries du jeu vidéo dans lequel le Canada est très actif et dont l’importance économique ne cesse de croître. Dans son étude du rôle des industries de l’intergiciel dans la filière de production d’un jeu vidéo l’auteur s'est penché sur la circulation des intergiciels de jeux vidéo pour explorer les multiples relations existantes entre les sociétés d’intergiciel, les entreprises de déve...

L’usine, un terrain miné

OpenAIRE

Remillet, Gilles

2008-01-01

« En principe, je filme à la distance où je peux toucher, où on peut me toucher. Et là, on est à même de refuser ; ce qui arrive évidemment ». Johan Van der Keuken, Aventures d’un regard, p. 171. Ce texte est le fruit d’une recherche menée dans le cadre d’une anthropologie filmique du travail industriel. L’enquête de terrain conduite dans une fonderie gardoise (région d’Alès), s’est déroulée sur deux années, de juillet 2000 à juillet 2002. Privilégiant le film comme outil d’investigation ethn...

Korrosion

DEFF Research Database (Denmark)

forbindelse har vi indgået et samarbejde med Dansk Elektrokemisk Forening for at sammensætte et program, som belyser forskningsaspekter, teknologiaspekter og den industrielle anvendelse af korrosions mekanismer, havarier og beskyttelse. Traditionen tro viser bidragene i denne årbog en symbiose af...... grundlæggende forskning, anvendt forskning og industriel udvikling. Det er denne symbiose der gør materialevidenskab og –teknologi til en enestående tværfaglig disciplin og DMS vintermødene til en unik årlig begivenhed. Bidragyderne takkes for deres anstrengelser, som jeg forventer vil bidrage til vores...... forståelse af metalliske materialer og vil give os inspiration til fremtidig forskning, udvikling og innovation....

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

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)

Activity report 1998/1999; Rapport d'activite 1998/1999

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

NONE

1998-07-01

The aim of this report is to outline the main developments of the ''Departement d'Etudes des Combustibles'' (DEC), during the period 1998-1999: developments in terms of structure, staff, scientific research programs, publications and contracts. DEC is one of the department of the ''Departement des Reacteurs Nucleaires'' (DRN), itself depending of the CEA Institution. This report is divided in three parts. The first part gathers information on staff, budget and management. The part 2 presents the scientific programs in the domains of the nuclear Park competition improvement and renewal, the minor actinides incineration, thermo-mechanical codes and atomic calculations on fuel. The last part is devoted to publications,communication and training. (A.L.B.)

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1964-07-01

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

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1960-07-01

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

Start-up of Rapsodie; Le demarrage de Rapsodie

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Pontier, R [Commissariat a l' Energie Atomique, 13 - Cadarache (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1967-07-01

After giving a general description of Rapsodie this report presents the conditions in which the start-up occurred and in which the tests were carried out. A chronological account is given of the operations and of the main events which occurred. The modifications made to the reactor during this period are described and a synthesis of the results obtained is presented. (author) [French] Apres avoir donne de RAPSODIE une description tres generale, ce rapport expose le cadre dans lequel ont ete effectues le demarrage et les essais de l'installation, fait un historique du deroulement des operations et des principaux evenements qui sont intervenus, indique les modifications apportees au reacteur au cours de cette periode et presente une synthese des resultats obtenus. (auteur)

CER. Research reactors in France

International Nuclear Information System (INIS)

Estrade, Jerome

2012-01-01

Networking and the establishment of coalitions between research reactors are important to guarantee a high technical quality of the facility, to assure well educated and trained personnel, to harmonize the codes of standards and the know-ledge of the personnel as well as to enhance research reactor utilization. In addition to the European co-operation, country-specific working groups have been established for many years, such as the French research reactor Club d'Exploitants des Reacteurs (CER). It is the association of French research reactors representing all types of research reactors from zero power up to high flux reactors. CER was founded in 1990 and today a number of 14 research reactors meet twice a year for an exchange of experience. (orig.)

The industrial development of atomic energy; Le developpement industriel de l'energie atomique

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1955-07-01

Countries with large stock of fissile material and producing large quantity of nuclear pure {sup 235}U and {sup 239}Pu are able to allocate part of the stock to non military research. For countries with low stock of fissile material, all the stock is allocated to military research. An economical and technical solution has to be find to dedicate a part of fissile material to non military research and develop the atomic energy industry. It stated the industrial and economical problems and in particular the choice between the use of enriched fuel with high refining cost or depleted fuel with low production cost. It discusses of four possible utilizations of the natural resources: reactors functioning with pure fissile material ({sup 235}U or {sup 239}Pu) or concentrated material ({sup 235}U mixed with small quantities of {sup 238}U after an incomplete isotopic separation), breeder reactors functioning with enriched material mixed with {sup 238}U or Thorium placed in an appropriate spatial distribution to allow neutrons beam to activate {sup 238}U or Thorium with the regeneration of fissile material in {sup 239}Pu, reactors using natural uranium or low enriched uranium can also produce Plutonium with less efficiency than breeder reactors and the last solution being the use of natural uranium with the only scope of energy production and no production of secondary fissile material. The first class using pure fissile material has a low energy efficiency and is used only by large fissile material stock countries to accumulate energy in small size fuel for nuclear engines researches for submarines and warships. The advantage of the second class of reactors, breeder reactors, is that they produce energy and plutonium. Two type of breeder reactor are considered: breeder reactor using pure fissile material and {sup 238}U or breeder reactor using the promising mixture of pure fissile material and Thorium. Different projects are in phase of development in United States, England and Scotland. The third class of reactor using natural uranium as fuel are presented as a possibility for double-function reactor with the production of plutonium and energy, but the neutron balance is lower than with breeder reactor. One solution is to increase the temperature of functioning but it induces to change the structure materials and moderators. Different solutions are discussed about the utilization of graphite or heavy water as moderators. The last class of reactors using natural uranium and producing only energy is considered by countries with no uranium stock, the energy efficiency and balance, as well as the costs, are then of more importance. Finally, it presented conclusions about the different economic strategies about the industrial development of atomic energy in countries with and without fissile material resources. (M.P.)

Caractérisation de deux effluents industriels au Togo :étude d'impact ...

African Journals Online (AJOL)

Characterization of two industrial effluents in Togo : environment impact study. Environment pollution due to two industrial effluents has been investigated. Results how that effluent derive from the factory of the treatment of Kpémé posphate ore was loaded with settling suspended matter (> 90 % of total suspended solids).

127 Impact des rejets urbains et industriels sur la qualité des eaux ...

African Journals Online (AJOL)

PR BOKO

scour of surfaces and underground. Keywords :aquifer, hydrochimy, rejections, pollution, El Kantara, Biskra, Algeria. 1. Introduction. La qualité des ..... A case study: Suquıa River Basin Au vue des résultats d'analyses hydrochimique, les concentrations en sulfates dépassent la norme (200-400mg/L). (Cordoba-. Argentina).

Biomonitoring of toxic compounds of airborne particulate matter in urban and industriel areas

DEFF Research Database (Denmark)

Klumpp, Andreas; Ro-Poulsen, Helge

2010-01-01

The toxicity and ecotoxicity of airborne particulate matter is determined by its physical features, but also by its chemical composition. The standardised exposure of accumulative bioindicator plants is suggested as an efficient and reliable tool to assess and monitor effects of particulate matter...

Programproduktion som Kritisk Teori – eller tv-teksten som industriel iscenesættelse

Directory of Open Access Journals (Sweden)

John Caldwell

2003-09-01

Full Text Available Denne artikel peger på nødvendigheden af en revurdering af den tre-delte model, som Fiske og Gripsrud har fremført, ved at vise, hvorledes ‘sekundære’ og ‘tertiære’ tv-tekster uafladeligt bevæger sig eller rejser hen imod en ‘primær’ tekstuel status i det amerikan- ske multikanals-»flow«. En detaljeret gennemgang af industriens tekstuelle praksis – programbegivenheder, network-branding, ka- nallogoer, filmene bag filmen, pressemateriale på video, salgsma- teriale og tilgrænsende digitale medier – viser hvorledes industrien teoretiserer sine egne vilkår direkte på skærmen, og dermed også hvordan publikum vejledes igennem en sådan offentlig cirkulation af »inside«-viden om tv-systemet. Artiklen er oversat af Henrik Bødker.

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

The high thermal fluxes, which are usual in the latest materials testing reactors, impose suitable paths for uniform heat transfer and a reliable heat removal avoiding bulk-vapour formation. Furthermore, to control the over-all swelling and reactor fuel behaviour, water-gap measurements will also be performed in post-irradiation experiments on spent fuel elements. For that purpose, a probe for measuring the 3-mm water-gap of the BR-2 fuel element over a 1-m length, based on the principle of ultrasonics, has been developed. In the case of post-irradiation experiments, the measuring probe should operate in a fuel element by being immersed in a water pool at a depth of at least 6 m. The probe can withstand prolonged immersion in water and is not affected by normal gamma-irradiation doses. Although operating on the usual pulse-reflection method, the system allows emitted and reflected pulses to be separated by a 10-MHz ferro-electric crystal with high inherent energy dissipation. Oscilloscope read-out can be used, whereby the time is displayed on the horizontal axis, the scanning speed being adjusted to bear a direct relation to the velocity of wave propagation, i.e. the gap distance. This type of read-out Is satisfactory where the number of measurements is restricted, but chart recorder read-out is obviously desirable. In this case, emitted and reflected pulses are shaped and fed to a time-voltage converter using transistor logic techniques. The instrument allows continuous adjustment of output zero for any arbitrary gap distance between 2 and 4 mm thereby permitting zero-centre recording. Furthermore, any desired 100-{mu}m gap distance variation can give a stable 1-V output voltage to a recorder. An accuracy of 5-{mu}m gap-distance variation is easily obtained. Several fuel elements have been measured. The results and reproducibility were very satisfactory. (author) [French] Etant donne que dans les plus recents reacteurs d'essai de materiaux les flux thermiques sont

INFLUENCE DE L’EPAISSEUR SUR LE COEFFICIENT DE DILATATION THERMIQUE DE LA TOLE ALMGSI

Directory of Open Access Journals (Sweden)

S SAADALLAH

2014-12-01

Full Text Available L’objectif de cet article est l’étude de l’influence de l’épaisseur sur le coefficient de dilatation thermique de la tôle AlMgSi. Les résultats obtenus dépendent fortement de l’épaisseur. Les courbes dilatométriques varient d’une direction à une autre. Il y a présence d’une anisotropie dont l’intensité dépend de l’épaisseur et de la direction de mesure. L’échantillon prélevé selon la direction Y et dont l’épaisseur est de 1.15mm présente une dilatation faible devant les autres. Ce comportement le rend intéressant dans le domaine industriel.

Completion of the work on the Route Gregory

CERN Document Server

2001-01-01

It won't be long now before the work on the Route Gregory is completed ! The purpose of the work, which started at the end of last year, is to replace two sections of the drinking water supply and fire system pipework. Unfortunately, the work has been hampered by bad weather and complicated by the need to maintain the supply of water to the SPS and by a number of leaking valves. In collaboration with the Services Industriels de Genève, the Cooling and Ventilation (CV) Group of ST Division has succeeded in maintaining uninterrupted water supplies to the Meyrin Site. The hole has just been filled in and the small area of unmade road surface is due to be tarmacked in the coming weeks.

Au pont du trieur

CERN Document Server

Treille, Daniel

2016-01-01

Une existence qui bifurque, cela tient à très peu. » De son orphelinat népalais, une femme raconte les accidents de la vie qui l’ont menée d’une bourgade vosgienne à cet autre monde. Elle évoque ses premiers souvenirs d’enfance, de dramatiques épisodes de la guerre, son petit frère, la splendeur éphémère de leur famille d’industriels, sa révolte de jeune femme face à son redoutable grand-père. Ses tribulations parisiennes à la recherche de son frère disparu la mènent à rompre soudain avec une existence qu’elle n’aime plus pour partir en vivre une autre toute différente.

Grégory Quenet, 2005, Les Tremblements de terre aux dix-septième et dix-huitième siècles. La naissance d’un risque, Seyssel, Champ Vallon, 587 p.

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Stéphane Callens

2005-06-01

Full Text Available A la question «  Qu’est-ce que les Lumières ? », des réponses inadéquates sont souvent apportées : le dix-huitième siècle aurait été ce moment charnière, privilégiant un idéal d’assujettissement du monde naturel, prélude aux catastrophes du monde industriel. Cette historiographie naïve est battue en brèche dans l’ouvrage de Grégory Quenet consacré à la naissance d’un risque, le risque sismique. Grégory Quenet est un historien qui a travaillé à la vérification des données sismiques pour la Fra...

Korrosion-mekanismer, havarier, beskyttelse

DEFF Research Database (Denmark)

. In den forbindelse har vi indgået et samarbejde med Dansk Elektrokemisk Forening for at sammensætte et program, som belyser forskningsaspekter, teknologiaspekter og den industrielle anvendelse af korrosions mekanismer, havarier og beskyttelse. Traditionen tro viser bidragene i denne årbog en symbiose af...... grundlæggende forskning, anvendt forskning og industriel udvikling. Det er denne symbiose der gør materialevidenskab og –teknologi til en enestående tværfaglig disciplin og DMS vintermødene til en unik årlig begivenhed. Bidragyderne takkes for deres anstrengelser, som jeg forventer vil bidrage til vores...... forståelse af metalliske materialer og vil give os inspiration til fremtidig forskning, udvikling og innovation. Marcel A.J. Somers...

Improvement of heat transfer by the use of corrugated surfaces; Amelioration du transfert de chaleur par l'emploi de surfaces corruguees

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Gargaud, J; Paumard, G [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1964-07-01

This experimental work is designed to determine the friction coefficient and the Margoulis number of internally or externally corrugated cans cooled by air or CO{sub 2} under forced convection, when the Reynolds' number is between 1.5 * 10{sup 4} and 3.5 * 10{sup 6} Different corrugation profiles have been examined; they are made up of variously shaped threading, of rings, of transverse fins, of very small 'herring-bone fins, of undulations. Two types of test have been carried out: 1. tests in annular spaces using CO{sub 2} or air, where the gas circulates between an electrically heated corrugated nucleus having a constant flux and a smooth exterior channel. 2. tests on internally corrugated tubes heated by an external water current and cooled by an internal current of pressurized CO{sub 2}. The first type of test requires probe-measurement of the speeds and the temperatures in the fluid in order to obtain a friction coefficient and a Margoulis' number which are characteristic of the corrugated surface. These coefficients, on the other hand, are given directly by the second, type of test. This work shows the role and the importance of the various geometric and aerodynamic parameters such as relative roughness, the reduced pitch (ratio of the pitches at the height of the corrugation) and the Reynolds' number. (authors) [French] Ce travail experimental a pour objet la determination du coefficient de frottement et du nombre de Margoulis de gaines corruguees exterieurement ou interieurement, refroidies par de l'air ou du CO{sub 2} en convection forcee turbulente, pour des nombres de Reynolds compris entre 1,5.10{sup 4} et 3,5.10{sup 6}. Divers profils de corrugations ont ete examines; ils comprennent des filetages de formes variees, des anneaux, des ailettes transversales et des ailettes en chevrons de tres petites dimensions, des ondulations. Deux types d'essais ont ete realises: 1. des essais en espace annulaire, au CO{sub 2} ou a l'air, ou le gaz circule entre un

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

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1965-07-15

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

Irradiation behaviour of mixed uranium-plutonium carbides, nitrides and carbonitrides; Comportement a l'irradiation de carbures, nitrures et carbonitrures mixtes d'uranium et de plutonium

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Mikailoff, H; Mustelier, J P; Bloch, J; Leclere, J; Hayet, L [Commissariat a l' Energie Atomique, Fontenay-aux-Roses (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1967-07-01

In the framework of the research program of fast reactor fuels two irradiation experiments have been carried out on mixed uranium-plutonium carbides, nitrides and carbo-nitrides. In the first experiment carried out with thermal neutrons, the fuel consisted of sintered pellets sheathed in a stainless steel can with a small gap filled with helium. There were three mixed mono-carbide samples and the maximum linear power was 715 W/cm. After a burn-up slightly lower than 20000 MW day/tonne, a swelling of the fuel which had ruptured the cans was observed. In the second experiment carried out in the BR2 reactor with epithermal neutrons, the samples consisted of sintered pellets sodium bonded in a stainless steel tube. There were three samples containing different fuels and the linear power varies between 1130 and 1820 W/cm. Post-irradiation examination after a maximal burn-up of 1550 MW day/tonne showed that the behaviour of the three fuel elements was satisfactory. (authors) [French] Dans le cadre du programme d'etude des conibustiles pour reacteurs rapides, on a realise deux experiences d'irradiation de carbures, nitrures et carbonitrures mixtes d'uranium et de plutonium. Dans la premiere experience, faite en neutrons thermiques, le combustible etait constitue de,pastilles frittees gainees dans un tube d'acier inoxydable avec un faible jeu rempli d'helium. Il y avait trois echantillons de monocarbures mixtes, et la puissance lineaire maximale etait de 715 W/cm. Apres un taux de combustion legerement inferieur a 20 000 MWj/t, on a observe un gonflement des combustible qui a provoque, la rupture des gaines. Pans la seconde experience, realisee dans le reacteur BR2 en neutrons epithermiques, les echantillons etaient constitues de pastilles frittees gainees dans un tube d'acier avec un joint sodium. Il y avait trois echantillons contenant des combustibles differents, et la puissance lineaire variait de 1130 a 1820 W/cm. Les examens apres irradiation a un taux maximal de

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1967-12-01

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

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)

Pompes à chaleur dans l'industrie Heat Pumps in Industry

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Benchecroun N.

2006-11-01

Full Text Available Les pompes à chaleur pourraient permettre une réduction de la consommation énergétique de l'industrie française estimée à 3,5 Mtep à l'horizon 1990 (300 000 tep en 1982. Ces installations se situeront dans les domaines du chauffage des locaux industriels, du séchage à basse température, du réchauffage de liquides et de certaines opérations de fractionnement. Pour les utilisations dans des procédés industriels les secteurs concernés sont principalement les industries agroalimentaires et, à plus long terme, celui de la chimie (y compris pétrochimie. On constate que les ventes de machines de forte puissance restent faibles (environ 500 de 1973 à 1982. Le climat général d'investissement, la nécessité d'adapter les procédés à l'utilisation d'une pompe à chaleur, et le faible niveau de température Heat pumps could be used to reduce energy consumption by French industry which may attain 3. 5 million tOE by 1990 (300 000 tOE in 1982. Such installations will be used in the fields of industrial space heating, low-temperature drying, the heating of liquids and various fractionating operations. For uses in industrial processes, the sectors involved are mainly agribusiness and food industries and, in the longer range, the chemical industry (including petrochemicals. Sales of high-powered machinery are still low (about 500 from 1973 to 1982. The general investment climate, the need to adapt processes to the use of heat pumps, and the low temperature level (< 120 °C of the heat delivered are the main factors holding back the penetration of this type of equipment in industry. The use of a nonazeotropic mixture of fluids (particularly hydrocarbons gives compression heat pumps a flexibility of adaptation which should help remove these technicalobstacles and thus make it easier for heat pumps to penetrate, especially in the chemical sector.

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)

Neutron Spectrometry Work at the CNEN; La spectrometrie neutronique au CNEN; Raboty po nejtronnoj spektrometrii v nkyaeh; Trabajos de espectrometria neutronica realizados en el CNEN

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Caglioti, G; Ascarelli, P [Comitato Nazionale per L' energia Nucleare Euratom, G. C. R. Ispra, Varese (Italy)

1963-01-15

In this communication the main features of the triple axis spectrometer recently installed at the Ispra-1 reactor are presented. Preliminary results in the quasi elastic angular distribution of 1.4A neutrons scattered in liquid bromine are shown and briefly discussed. (author) [French] Dans ce memoire, l'auteur decrit les principales caracteristiques du spectrometre triaxial installe recemment au reacteur Ispra-1. Il donne et examine brievement les resultats preliminaires des experiences sur la distribution angulaire quasi elastique de neutrons de 1.4A a diffuses dans du brome liquide. (author) [Spanish] La memoria describe las principales caracteristicas del espectrometro triaxial recientemente instalado en el reactor lspra-1. Asimismo, expone brevemente los resultados iniciales de las determinaciones de distribucion angular de neutrones de 1,4 A dispersados en forma cuasi elastica por bromo liquido. (author)

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

George Sand et la République (entretien avec Michelle Perrot

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Jean-Claude Vimont

2012-06-01

Full Text Available TRAMES : Vous présentez les figures passées de l’engagement politique, dans un numéro spécial de Vingtième siècle (n° 60, sous le titre « La cause du peuple » , éphémère journal de George Sand en avril 1848 et organe maoïste de la Gauche Prolétarienne après mai 1968. Est-ce pour fixer un point de départ, les années 1840, à la généalogie des engagements d’écrivains, d’intellectuels auprès d’un peuple qui est en passe de devenir prolétariat industriel, classe ouvrière ? Y a-t-il une filiation ...

Coulometrische titration von hypochloriten und chloraten.

Science.gov (United States)

Gründler, P; Holzapfel, H

1970-03-01

Hypochlorite was determined by direct coulometric titration with iron(II) in an acetate buffered solution. Chlorate was titrated with titanium(III) in 2M hydrochloric acid. Amperometric indication with one and two electrodes, respectively, was used. Mixtures of hypochlorites and chlorates, e.g., in industrial electrolytes, may be analysed. On a déterminé l'hypochlorite par titrage coulométrique direct avec le fer(II) dans une solution tamponnée à l'acétate. On a titré le chlorate avec le titane(III) en acide chlorhydrique 2M. On a utilisé l'indication ampérométrique une et deux électrodes respectivement. On peut analyser des mélanges d'hypochlorites et de chlorates, par exemple dans des électrolytes industriels.

Études d'intégration pour l'accélérateur LHC

CERN Document Server

Muttoni, Y

2004-01-01

Dans tous les projets de recherche ou industriels, l'intégration est une phase préalable et indispensable à l'installation de services ou d'équipements. Dans une première partie, il est montré comment et suivant quelle méthode ont été conduites les études d'intégration de la machine LHC. Puis dans une deuxième partie, sera présenté le site WEB de l'ICL (Intégration Cellule LHC), l'outil de diffusion des informations générées par les études d'intégration. Enfin, la gestion des documents de non-conformités d'installation, via le système MTF sera décrite.

Concurrence verticale industriels-distributeurs : stratégie des acteurs et évolution du droit

OpenAIRE

Chanut , Odile

2015-01-01

International audience; Price war on the shelves for national and international brands, pursuit of food retail groups concentration or supermarket procurement centres concentration, cartels in the industrial sector to cope with retailers purchasing power, French Competition Authority’s recent reports, ALUR Law (2014) and Macron Law (2015) including some policy on retail ... news shows that vertical competition between the food industry and the large retailers is exacerbated in a context of we...

Metallurgy of platinoids. Studies of industrial cases; Metallurgie des platinoides. Etudes de cas industriels

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Blazy, P. [Ecole Nationale Superieure de Geologie, 54 - Vandoeuvre les Nancy (France); Jdid, E. A. [Institut National Polytechnique de Lorraine (ENSG/INPL/CNRS UMR 7569), 54 Vandoeuvre les Nancy (France)

2004-03-01

The platinoids deposits, currently in exploitation, are often associated with dunitic and gabbroitic ultra-basic rocks containing copper, nickel and iron sulfides. The proportion of platinoids in these deposits is variable and requires generally an adaptation of the industrial processes for their recovery. Nevertheless, we can consider that the classical industrial way consists to treat the composite concentrates of copper-nickel-platinoids sulfides by melting/conversion operations following by hydrometallurgical operations of recovery of the basic metals Cu, Ni. These last ones concentrate the platinoids in leaching residues. In these residues, the platinoids are extracted and separated by hydrometallurgical ways including different techniques: dissolution, selective precipitation, distillation, solvent extraction, resins...The great variety of uses of platinoids makes their recycling difficult. The wastes are often too complex for being economically recycling. The environmental protection depends of the type of industry (metallurgical, chemical, mining). Some products present risks of fire and explosion. The toxicity often appears by superficial allergies and by serious troubles in case of ingestion of soluble salts. (O.M.)

The management of industrial wastes in hydrology; La gestion des dechets industriels en hydrologie

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Elbaz-Seboun, V.

1998-07-08

The industrial wastes are made of different kind of wastes: the inert wastes, the banal wastes (municipal wastes), the special wastes containing noxious elements with respect to human health and environment, and the radioactive wastes. Each industry generates its own effluents (sludges from water treatment plants and leachates from rubbish dumps). The main water pollutions are due to the fermentescible organic matters, nitrates and heavy metals from the industrial waste waters. The aim of the public water agencies is to better protect the environment and to give help to the industrialists in the management of their wastes: reduction at the source, selective collection, valorization, transportation and processing. Non-valorizable wastes must be processed: physico-chemical and biological processing (bio-filtering, coagulation-flocculation, membranes and industrial gases), incineration (organic wastes), disposal in class 1 technical burial centres after stabilization (ultimate wastes). Since July 2002, only the ultimate wastes will be disposed off and all class 2 and 3 dumps must have been rehabilitated. This work is divided into 2 parts: part 1 gives a presentation of the different types of industrial wastes and of their management (origin of wastes, effluents, heavy metals, environmental impact, legal aspects, wastes management, valorization). The second part describes the different processes for the treatment of industrial wastes (conventional processes, physico-chemical and biological processes, incineration, tipping, processing of radioactive wastes). (J.S.)

L'état de l'environnement industriel français est-il objectivement mesurable ?

OpenAIRE

Gotteland, David; Boulé, Jean-Marie

2004-01-01

Working paper serie RMT (WPS 04-07); the environmental state is a frequently modelized variable in marketing research. This paper proposes updated scales and panorama of the objective state of 58 industrial branches defined by INSEE based on three characteristic dimensions: dynamism, complexity and capacity.; l'état de l'environnement est une variable fréquemment modélisée dans la recherche en marketing. A partir de ce constat, cet article propose une échelle de mesure et un panorama actualis...

High power quality for customers; De l'electricite de qualite chez les industriels

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Calani, B. [Electricite de France (EDF), 93 - Saint-Denis (France); Tanneau, G. [Electricite de France (EDF), 92 - Clamart (France)

2000-01-01

The electrical power quality is a strong criterion for many manufacturers. The improvement of the electrical network and devices has allowed to reach a good power quality level all over the French territory which satisfies the majority of most customer's expectations. However, in some cases, only local desensitization can ne efficient enough to meet the customer's requirement. Emergent equipment based on power electronic devices are evaluated at the Research and Development Division. The aim is to propose the best service offer to our customers on both technical and economical aspects. (authors)

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.)

Scientific report 1999

International Nuclear Information System (INIS)

1999-01-01

The aim of this report is to outline the main developments of the 'Departement des Reacteurs Nucleaires' (DRN) during the year 1999. DRN is one of the CEA Institutions. This report is divided in three main parts: the DRN scientific programs, the scientific and technical publications (with abstracts in English) and economic data on staff, budget and communication. Main results of the Department for the year 1999 are presented giving information on the simulation of low mach number compressible flow, experimental irradiation of multi-materials, progress in the dry route conversion process of UF 6 to UO 2 , the neutronics, the CASCADE installation, the corium, the BWR type reactor cores technology, the reactor safety, the transmutation of americium and fuel cell flow studies, the crack propagation, the hybrid systems and the CEA sites improvement. (A.L.B.)

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)

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1965-07-01

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

Restructuring the Water Supply at CERN

CERN Document Server

Nonis, M

1999-01-01

The CERN water network is the result of continuous extensions made to meet the different needs of the experiments and accelerators. Several studies concerning the current water consumption and the foreseen needs for the running of the new accelerators show a need to optimize the network and, where possible, reduce the consumption. Site construction works will begin in February 1999 and will continue until 2003; important modification works on the water network will only be possible during the shutdown for the dismantling of LEP. This paper will present the technical outlines and will report the status of the project. ST Division is involved in reorganizing the demineralized and primary cooling water circuits for the accelerators while Services Industriels de Genève (SIG) will be responsible for the works on pumping stations and on water networks.

Elections législatives 2007

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Céline Colange

2007-08-01

Full Text Available Cette publication s’appuie sur l’étude cartographique des résultats du premier tour des élections législatives du mois de juin 2007 à l’échelle des 577 circonscriptions de la métropole. Outre la description et la compréhension de la dimension spatiale des votes, cet article propose quelques pistes de réflexion sur les interprétations de la carte électorale et sur son instrumentalisation possible par les médias nationaux ou locaux. En particulier, les propositions pour une refondation de la gauche seront différentes selon que l’on mette en évidence l’évolution de la gauche dans les hyper centres urbains, dans les campagnes ouvrières de l’ouest, dans les banlieues urbaines ou dans les bassins industriels.

THE DYNAMICS OF A DISTRIBUTION SYSTEM SIMULATED ON A SPREADSHEET

Directory of Open Access Journals (Sweden)

R. Reinecke

2012-01-01

Full Text Available

ENGLISH ABSTRACT: The dynamics of a typical production-distribution system, namely from manufacturer to distributors to retailers has been simulated with the aid of Lotus 123 on a personal computer. The original simulation program DYNAr10 was run on an IBM 1620 mainframe computer but we successfully converted it to run on a personal computer using LOTUS 123.
This paper deals with problems encountered in using the present MS-DOS limited PC machines to run application programmes written for earlier mainframe machines. It is also shown that results very comparable with those obtained on mainframe machines can be generated on a simple PC.

AFRIKAANSE OPSOMMING: Hierdie referaat beskryf die ervaring van magisterstudente met die omskakeling van die simulasieprogram DYNAMO vir die ondersoek van die dinamika van industriele stelsels van hoofraamrekenaar na 'n persoonlike rekenaar.

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1963-10-15

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

Improvements to the properties of uranium by addition of small quantities of other metals; Ameliorations apportees a l'uranium par de faibles additions metalliques

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1960-07-01

The most economical nuclear fuel used in power reaction which produce energy for industrial purposes is metallic uranium, either in natural form or slightly enriched in the {sup 235}U isotope. Under optimum working conditions any fuel should produce a minimum of 3,000 MW days/tonne, i.e. 72 x 10{sup 6} kWh per tonne of natural uranium, while at the same lime being maintained at a temperature sufficiently high for it to fulfil its role of heat-source (at a minimum of between 350 and 550 deg. C). Now it is rather surprising to note that polycrystalline aggregates in uranium billets, obtained either by casting under vacuum or by extrusion at high temperature, are made up of course grains having broken-up, irregular contours and exhibit numerous signs of intergranular deformation (twin crystals, slip-lines) as well as a pronounced sub-structure. As well as this, the range of grain diameters extends from a few microns up to a few millimeters, according to the micrographic zones examined. Under the influence of irradiation at these temperatures, pure cylindrical metallic uranium bars of about 1 inch diameter are deformed: cracks appear in the metal and changes in the length and diameter occur (these produce an 'orange-peel' texture on the surface). These changes are caused either by growths which are more or less oriented, or else by surface distortions which can cause faults in the material and in the canning and can produce bending which may be sufficiently pronounced to interfere with the cooling circuits. It has since been realised that this instability under the effects of thermal stresses of nuclear origin is due to the heterogeneous morphology of uranium and to its anisotropic crystalline structure (U{sub {alpha}} or U{sub {beta}}). (author) [French] Les reacteurs de puissance destines a fournir l'energie industriellement recuperable utilisent comme materiau combustible nucleaire le plus economique, l'uranium metallique naturel ou legerement enrichi en isotope U

The creation of a uranium oxide industry, from the laboratory stage to a pilot plant (1961); Creation d'une industrie de l'oxyde d'uranium du laboratoire a l'usine pilote (1961)

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Caillat, R.; Delange, M.; Sauteron, J. [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France).Centre d' Etudes Nucleaires; Hauser, R. [Compagnie Industrielle des Combustibles atomiques frittes (France)

1961-07-01

The qualities of uranium oxide, in particular its good in-pile characteristics and its resistance to corrosion by the usual heat-exchange fluids, have led to this material being chose at the present time as a nuclear fuel in many power reactors, either planned or under construction. A great effort has been made these last few years in France in studying processes for transforming powdered uranium oxide into a dense material with satisfactory behaviour in a neutron flux. The laboratories at Saclay have studied the physico-chemical features of the phenomena accompanying the calcination of uranium peroxide or ammonium uranate to give uranium trioxide, and the subsequent reduction of the latter to dioxide as well as the sintering of the powders obtained. This work has made it possible on one hand to prepare powder of known specific surface area, and on the other to show the overriding influence of this factor, all other things being equal, on the behaviour of powders during sintering in a hydrogen atmosphere. The work has led to defining two methods for sintering stoichiometric uranium oxide of high density. The technological study of the preparation of the powder and its industrial production are carried out at the plant of Le Bouchet which produces at the moment powders of known characteristics suitable for sintering in hydrogen at 1650 deg. C without prior grinding. The industrial sintering is carried out by the Compagnie industrielle des Combustibles Atomiques Frittes who has set up a pilot plant having a capacity of 25 metric tons/year, for the Commissariat l'Energie Atomique and has been operating this plant since May 1958. This plant is presented by a film entitled 'uranium oxide'. (author) [French] Les qualites de l'oxyde d'uranium, en particulier son bon comportement en pile et sa resistance a la corrosion par les fluides caloporteurs habituels, font choisir aujourd'hui ce materiau comme combustible de nombreux reacteurs de

The creation of a uranium oxide industry, from the laboratory stage to a pilot plant (1961); Creation d'une industrie de l'oxyde d'uranium du laboratoire a l'usine pilote (1961)

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Caillat, R; Delange, M; Sauteron, J [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France).Centre d' Etudes Nucleaires; Hauser, R [Compagnie Industrielle des Combustibles atomiques frittes (France)

1961-07-01

The qualities of uranium oxide, in particular its good in-pile characteristics and its resistance to corrosion by the usual heat-exchange fluids, have led to this material being chose at the present time as a nuclear fuel in many power reactors, either planned or under construction. A great effort has been made these last few years in France in studying processes for transforming powdered uranium oxide into a dense material with satisfactory behaviour in a neutron flux. The laboratories at Saclay have studied the physico-chemical features of the phenomena accompanying the calcination of uranium peroxide or ammonium uranate to give uranium trioxide, and the subsequent reduction of the latter to dioxide as well as the sintering of the powders obtained. This work has made it possible on one hand to prepare powder of known specific surface area, and on the other to show the overriding influence of this factor, all other things being equal, on the behaviour of powders during sintering in a hydrogen atmosphere. The work has led to defining two methods for sintering stoichiometric uranium oxide of high density. The technological study of the preparation of the powder and its industrial production are carried out at the plant of Le Bouchet which produces at the moment powders of known characteristics suitable for sintering in hydrogen at 1650 deg. C without prior grinding. The industrial sintering is carried out by the Compagnie industrielle des Combustibles Atomiques Frittes who has set up a pilot plant having a capacity of 25 metric tons/year, for the Commissariat l'Energie Atomique and has been operating this plant since May 1958. This plant is presented by a film entitled 'uranium oxide'. (author) [French] Les qualites de l'oxyde d'uranium, en particulier son bon comportement en pile et sa resistance a la corrosion par les fluides caloporteurs habituels, font choisir aujourd'hui ce materiau comme combustible de nombreux reacteurs de puissance en construction ou en

Problems and energy choices in Burkina Faso[Energie ; Economie domestique ; Bois de feu ; Produits petroliers ; Legislation fonciere ; Electricite]; Burkina : Problemes et choix energetiques

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

NONE

1986-01-15

Burkina sont lies a la cuisson des aliments, aux combustibles liquides destines aux transports routier et ferroviaire et aux combustibles utilises dans l industrie et pour la production de l electricite. En ce qui concerne le secteur des transports, il n existe a present aucune possibilite de substitution aux produits petroliers, hormis l utilisation de l ethanol dilue dans l essence. Au niveau industriel la bagasse et les autres residus agro- industriels constituent d ores et deja la principale source d energie tant pour la production de chaleur industrielle que pour celle de l electricite. Pour le reseau public d'alimentation en electricite, la production repose exclusivement sur des centrales diesel. Face donc aux immenses besoins de ses populations en energie, le Burkina ne dispose que de ressources tres limitees. La biomasse utilisee a des fins domestiques ne peut continuellement assurer aux menages, l approvisionnement energetique necessaire a la cuisson des aliments. Quant aux residus agro- industriels, ils ne peuvent reduire la consommation industrielle de produits petroliers. Il y a aussi les ressources hydrauliques dont l'exploitation judicieuse pourrait contribuer a diminuer la consommation de fuel pour la production de l electricite. En somme, il faudrait ameliorer la reglementation en matiere d approvisionnement en bois de feu, promouvoir l utilisation des foyers a bois ameliores, planifier les approvisionnements en produits petroliers et assister la SONABEL dans le renforcement des capacites de production electrique de ses centrales au fuel.

Evaluation of an industrial gas-fired IR dryer; Utvaerdering av en industriell gaseldad IR-straalare

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Stenstroem, S; Hermodsson, S

1994-11-01

The IR dryer is used in a paper making machine to dry the paper web after it has been coated with a surface layer. In part 1 of the project a mathematical model have been developed, capable of calculating the radiation intensity and other energy flows in the dryer. In part 2 of the project, measurements have been made on the IR radiator mounted in the paper making machine. The calculation model shows the efficiency of the radiator to 39% at full power and 35% at half power. The direct measurements were made at half power and gave an efficiency of 31% for new radiators and 28% for old ones. The conclusion is that the calculation model values corresponds very well compared with direct measurements.

Computer aided analysis and design of industrial energy systems; Rechnergestuetzte Analyse und Konzeption industrieller Energiesysteme

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Augenstein, Eckardt Marc Guenter

2009-03-02

In this dissertation the concept and implementation of a software system supporting the analysis and the design of industrial energy systems is presented. As a basis, a software framework was designed supplying a domain specific object model allowing the description of energy systems as well as the energy auditing projects performed with the software. Moreover, a set of graphical and textual editors needed to model the examined systems is part of the framework. On the other hand, the professional methods for analysis, assessment and optimization of energy systems are implemented in modules integrated into the system via a plug-in interface. The object model whose definition was based on a meta model approach allows the description of network like structures typical to energy systems. In order to keep track of the different work steps performed during an analysis project, these steps are reflected in the object model as ''method applications'' using a tree as the basic structure of a project. In order to allow the compatibility of information a set of conventions for the evaluation of energy flows and system balances was introduced. Moreover, all data elements used in modules or model components are derived from a central database guaranteeing a consistent usage of terms, descriptions, validity ranges and data types. The single professional modules like simulators or optimization methods access the object model via an appropriate software interface. Moreover, they make use of the framework's user interface engine by delivering a generic description of dialog screens and result reports. As all modules share the same set of objects modelling the components of the energy system surveyed, the flow of information from module to module can be designed virtually seamless. Compared to a number of stand-alone solutions, this integrated design approach has the advantage that by combining a set of specialized methods an overall solution for complex engineering tasks can be created. The modules implemented up to now form a solution for the computational support of industrial energy audits. Nevertheless, the framework could be used as a basis for other fields of engineering. As an example for a complex module, a simulator for the calculation of industrial energy supply systems is presented. This module allows modelling of supply systems with low effort in order to calculate the annual costs, system efficiency and emissions. Besides technical components for the conversion, storage and transport of energy, other decisive elements like energy tariffs can be modelled. As input for the simulation, time series of the different target energy demands are needed. As detailed design data of the components is usually not available, the model parameters are typically restricted to the data found in technical data sheets. Moreover, typical sample times of energy demand time series will be 15 minutes or higher, so that dynamic effects below this time interval are neglected. For the purpose of analysis it turns out to be advantageous to assess a supply system without the influences of the concrete system control strategy, which means to run the simulation under the regime of an optimal control strategy. Even in cases where the control strategy is to be taken into account, this approach allows a simpler modelling of the system control as aspects with little impact on the system efficiency can be left to the optimizer instead of formulating appropriate rules. In order to allow an operation optimization of machines whose efficiency depends on temperatures in addition to the part load state (e.g. chillers), an optimization method which allows for quadratic constraints was selected. In order to achieve a method most robust towards the large variety of systems structures to be handled, a combination of evolutionary algorithms and mixed integer linear programming was chosen. In order to create supply system models, component models can be chosen from a template library and combined by connecting their external interfaces with bonds representing an energy or medium flow of a certain type. Each model component may contain subsystems leading to a hierarchical model structure. To define the behaviour of the components, a model description language adapted to the mathematical model was developed. The application of the system is demonstrated in an example of use. (orig.)

The government favours the negotiation with industrialists; Le gouvernement privilegie la negociation avec les industriels

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Anon.

2002-02-01

The French government has finally opted for agreements negotiated with industrialists to reduce their greenhouse gases emissions, opening thus the way of future emission credits markets. The 'TGAP' (General Taxes on the Pollutant Activities) will thus not be implemented. (O.M.)

Numerical and experimental investigation of industrial electrostatic precipitators; Etude numerique et experimentale d`electrofiltres industriels

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Tochon, P.

1997-10-17

This work deals with electrostatic precipitators or ESP used for gas-solid particles separation. By means of a dust-controlled testing loop created and realised at the GRETh`s plate-form (Research Group on Heat Exchangers) and a numerical model developed during this work from TRIO software, the study of the performances of different ESP geometries has been carried out. Many electrical, hydraulic and particular parameters governing solid particles collection under ionised electric field have been identified, measured and modelled. The numerical model, ratified with experimental data obtained during this study and from literature, allows to describe local and global phenomena occurring in any geometries. Furthermore, parametric studies have been carried out in order to propose some optimised geometries. allowing to increase collection efficiencies. At least, on-site measurements with CETIAT (Centre Technique des Industries Aerauliques et Thermiques) allow to identify dust particles likely to be thrown out to the atmosphere, and troubles peculiar to large scales industrial plants. The numerical model has also been tested on these data. At the end of this study, an efficient dust-controlled experimental tool, PACIFIC loop, and a numerical simulation allowing ESP sizing are available. (author)

Psychological reactions to catastrophes: fear as a reaction to accidents and emergencies in industriel complexes

International Nuclear Information System (INIS)

Wernli, G.

1989-01-01

This paper addresses the subject 'stress' and its effects on the personality. Specific types of behavior, which the human develops in a fearful situation are demonstrated by means of the psychoanalytical personality model. In the conclusion possible methods of alleviating fear, shock and panic reactions are described. 7 figs., 2 tabs., 9 refs

Vérification des propriétés temporisées des automates programmables industriels

OpenAIRE

Bel Mokadem , Houda

2006-01-01

Vérification of PLC (Programmable Logic Controller) programs is important when these programs are to control critical applications for reactive systems. This context has already been study for untimed programs. In this thesis, We are interested to timed properties and programs. More precisely, we give a formal semantics to (partial) Ladder diagrams and TON blocks, with timed automata. We also propose a timed logic in order to abstract transient events, where transient properties is parameteri...

Les trois traditions du foie gras dans la gastronomie française Foie Gras as represented by three traditional protagonists in French gastronomy

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Élise Mognard

2011-05-01

Full Text Available La promulgation du foie gras comme patrimoine gastronomique et culturel français en janvier 2006, nous invite à questionner le processus de patrimonialisation du foie gras en France. La patrimonialisation est habituellement étudiée dans les interactions entre les acteurs des filières courte et longue. Des travaux récents invitent à renouveler cette approche en ajoutant les professionnels des métiers de bouche à l’analyse et à en inscrire l’étude dans la longue durée. Les trajectoires sur le long terme de trois catégories d’acteurs sont ici retracées par l’étude des traditions et des métiers de bouche, industrielle et fermière. Cette analyse fait notamment ressortir des relations entre chefs cuisiniers et industriels et la mobilisation de la cuisine du gras dans l’offre agritouristique. Ces aspects confirment l’intérêt d’envisager l’analyse des patrimonialisations en passant du système binaire des acteurs de la production (filières courtes et longues à un système ternaire des acteurs de la valorisation (industriels, producteurs fermiers et professionnels des métiers de bouche.In January 2006, the production of foie gras was declared «patrimoine gastronomique et culturel français » (French gastronomic and cultural heritage. But how has foie gras become food heritage in France? Foie gras as food heritage is usually analyzed through interactions between the actors of the food-processing industry and farming networks. Recent works re-use this approach in a long-term perspective, adding the professionals of catering trade to the analysis. Long-term trajectories of three categories of actors are described here through the study of catering trade, food-processing industry and farmer traditions. This analysis brings out the relations between chefs and industrialists and the implication of the cuisine du gras in the agrotourism experience. It confirms the interest in renewing the analyses of food heritage

Review of the desalinated water market in France for small units; Apercu sur le marche de l'eau dessalee en France pour de petites unites

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1969-07-01

On the initiative of and in close collaboration with the Commissariat a l'Energie Atomique, the Societe pour la Conversion et le Developpement Industriel (SODIC) has carried out a very general study of the coastal regions of France in which the short, medium and long-term prospects of the demand for water, and the cost of the necessary supplies, could possibly make desalination units of 3 000 to 10 000 m3/day competitive. So far this general enquiry, which went into detail on some particular aspects, has not revealed any very clear possibilities in this respect, except in the case of the small islands, and of units of much lower capacity, as well as that of large units on the coast, which would benefit from the size effect. However the probable difference between the cost of desalinated water and the high selling price already applying in a small number of coastal regions is relatively small. It might therefore be worthwhile and relatively inexpensive to install an experimental desalination unit in the near future. (author) [French] A l'initiative du Commissariat a l'Energie Atomique et en etroite liaison avec lui, la Societe pour la Conversion et le Developpement Industriel (SODIC) a effectue une etude tres generale des zones cotieres francaises dans lesquelles les perspectives de la demande d'eau a court, moyen et long terme et le cout des approvisionnements necessaires, pourraient eventuellement faire apparaitre comme competitives des unites de dessalement de 3 a 10 000 m{sup 3}/jour. Jusqu'ici, cette enquete generale, d'ailleurs approfondie sur quelques points particuliers, n'a pas fait apparaitre de possibilites tres nettes a cet egard. Le cas des petites iles, et pour des unites de bien plus faible capacite, demeure reserve ainsi que, sur les zones cotieres, celui de grandes unites qui beneficieraient de l'effet de taille. Toutefois, l'ecart probable entre le cout de l'eau dessalee et le prix de vente eleve deja observe dans un petit nombre de zones cotieres

La cartographie au service de l’action publique.

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Emmanuel Martinais

2007-11-01

Full Text Available Au moment où les usages de la cartographie dans les domaines d’action publique comme l’environnement bénéficient d’un regain d’intérêt de la communauté scientifique, cet article se propose d’analyser la contribution des outils cartographiques à la prévention des risques industriels. Omniprésents dans les diverses procédures qui participent de cette politique (information du public, organisation des secours, maîtrise de l’urbanisation, etc., les documents cartographiques apparaissent sous diverses formes et remplissent des missions très spécifiques : ils sont tour à tour dispositifs de simplification du réel, vecteur d’informations, outil de communication et instrument de légitimation pour un certain nombre d’acteurs a priori non spécialistes de la sécurité industrielle mais participant néanmoins à la décision. De ce point de vue, l’apport de la carte n’est pas de donner une représentation juste ou objective du risque, mais de faciliter la mise en œuvre de l’action publique. Mots-clés : cartographie ― usages sociaux ― risque industriel ― action publique. This article is dealing with the usual forms of maps in implementation of environmental policies, and more precisely, in prevention of industrial and technological risks. It also aims to analyze the role those iconographic tools play in risk assessment and management, and how they govern the relationships between stakeholders involved in decision process. They are used at each step of each risk evaluation procedure (public information, safety device implementation, risk mapping, urban planning, etc. and carry out many different tasks: simplification of complexity, data source for decision, communication tool, and legitimization instrument. From this point of view, the most important contribution of maps is less to give a true representation of risk than to make the law implementation easier. Key words: risk mapping ― social uses

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)

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)

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1967-07-01

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

Five offshore wind farms by EDF, GDF Suez and Iberdrola. France; Vijf offshore windparken door EDF, GDF Suez en Iberdrola. Frankrijk

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Polo-Leemreis, J. [TWA Netwerk, Paris (France)

2012-02-15

Five offshore wind farms are planned to be built off the Northwest coast of France. On 11 January 2012, three international consortia, led by the French businesses EDF EN (Energie Nouvelles), GDF Suez and the Spanish business Iberdrola, submitted their project proposals to this end. The French government highly values the contribution that offshore wind farms can make to the development of a new industrial sector. This would bring highly needed benefits to the French economy [Dutch] Voor de Noordwest-kust van Frankrijk moeten vijf offshore windparken komen. Op 11 januari 2012 hebben drie internationale consortia onder leiding van de Franse bedrijven EDF EN (Energies Nouvelles), GDF Suez en het Spaanse Iberdrola hun projectvoorstellen hiervoor ingediend. De Franse regering hecht veel waarde aan de bijdrage die offshore windparken kunnen leveren aan de ontwikkeling van een nieuwe industriele sector. De Franse economie zou dit goed kunnen gebruiken.

Détermination de la résistance au cisaillement interne d’un géocomposite pour assurer sa stabilité et optimiser sa conception

Directory of Open Access Journals (Sweden)

STOLTZ, Guillaume

2016-03-01

Full Text Available Les géosynthétiques sont devenus des matériaux majeurs dans tous les domaines du génie civil pour assurer l'étanchéité, le drainage, la filtration ou bien la protection des ouvrages. La qualité, la performance et la durabilité des produits sont donc essentielles. Aussi, dans le souci de mieux caractériser les produits pour optimiser leur conception tout en assurant leur fiabilité, les industriels du secteur travaillent avec les chercheurs à l'élaboration d'essais et de normes. À partir d'une méthode de mesurage d'un géocomposite spécifique, il est question ici d'établir une norme d'essai permettant de mesurer la résistance au cisaillement interne d'un produit géosynthétique pour assurer sa stabilité et optimiser sa conception.

Numerical design and simulation of gas turbines; Numerische Auslegung und Simulation von Gasturbinen

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Schaber, R.W.

2000-12-14

Purpose of this thesis is the development of a universal tool for the conceptual design phase of gas turbine engines. The software concept for the tool especially for tasks in industry will be provided and examples will be shown. The Gas Turbine Simulation and Design Program GTSDP given, developed in this theses, will augment the quality of work and reduce the calculation time. In parameter studies, gas turbine designs can be easily compared with respect to component efficiencies, mass, cost, and life. [German] Ziel der Arbeit ist, unter besonderer Beachtung industrieller Aufgabenstellungen ein neues universelles Auslegungsverfahren fuer die Vorauslegung von Gasturbinen zu entwickeln, die Voraussetzungen fuer ein derartiges Programmsystem bereitzustellen und die Einsatzmoeglichkeiten an ersten Beispielen aufzuzeigen. Mit dem entwickelten Gasturbinen-Vorauslegungsprogramm GTSDP wird ein Werkzeug vorgestellt, das die Arbeitsqualitaet bei gleichzeitiger Reduzierung der Durchlaufzeiten, insbesondere durch die schnelle Vergleichbarkeit von Triebwerken hinsichtlich Wirkungsgraden, Gewicht, Kosten und Lebensdauer verbessert.

Investing in Eco-power - A model for Switzerland - Meeting demands

International Nuclear Information System (INIS)

Ley, Ch.

2005-01-01

These three short articles review the activities of the 'Services Industriels de Geneve' (SIG), Geneva's energy supply utility, in the area of supplying ecologically-produced electricity. The first article deals with the utility's success in motivating 96% of Geneva's citizens and companies to opt for power from renewable resources. 6% of SIG's customers have ordered certified eco-power. The second article looks at Geneva's pioneer role in allowing its customers to choose between various types of power generation and the city's role as a provider of nuclear-free power. Figures are presented on the pricing of the various types of power. About 30% of sales comprise the 'Naturemade Star' eco-power. The third article discusses how the SIG has to ensure that enough certified power is produced or purchased in order to meet customers' demands. Examples of production facilities are given including hydro-power installations and a 1 MW photovoltaic installation

Ingénierie de la maintenance De la conception à l'exploitation d'un bien

CERN Document Server

Francastel, Jean-Claude

2003-01-01

La maintenance a évolué : d’abord confinée à l’entretien des équipements “réparer“ les pannes puis élargie à leur surveillance “prévoir” les pannes elle est intégrée aujourd’hui dès la phase de conception du produit avec notamment le concept de “maintenabilité” du produit. L’ingénierie de maintenance désigne ce processus d’accompagnement d’un bien industriel durant toutes les phases de son cycle de vie de la conception au démantèlement qui permet d’optimiser l’exploitation de ce bien et son coût global life cycle cost. Cet ouvrage décrit les différentes phases du cycle de vie en exposant les techniques qui permettent d’intégrer à chaque étape les concepts de maintenance.

Generation of electricity using liquid metal magnetohydrodynamics

International Nuclear Information System (INIS)

Goodwin, F.E.

1992-01-01

With liquid metal magnetohydrodynamics, a column of molten lead is passed through a magnetic field, thereby generating a voltage potential according to Faraday's law. The molten lead is propelled through a closed loop by steam from water injected just above where the lead is heated at the bottom of the loop. This water in turn boils explosively, propelling the lead upward through the loop and past the point where the steam escapes through a separator. Electricity can be generated more efficiently from steam with LMMHD than with conventional turbines. With the DC current generated by LMMHD, industriell cogeneration is seen as the most likely application, where the byproduct steam still has enough pressure to also power other steam-driven machinery. Furthermore, the byproduct steam is essentially lead-free since the operating temperature of the LMMHD generator is well below the temperature where lead could dissolve into the steam. (orig.) [de

Validation d'un nouveau calcul de reference en evolution pour les reacteurs thermiques

Science.gov (United States)

Canbakan, Axel

Resonance self-shielding calculations are an essential component of a deterministic lattice code calculation. Even if their aim is to correct the cross sections deviation, they introduce a non negligible error in evaluated parameters such as the flux. Until now, French studies for light water reactors are based on effective reaction rates obtained using an equivalence in dilution technique. With the increase of computing capacities, this method starts to show its limits in precision and can be replaced by a subgroup method. Originally used for fast neutron reactor calculations, the subgroup method has many advantages such as using an exact slowing down equation. The aim of this thesis is to suggest a validation as precise as possible without burnup, and then with an isotopic depletion study for the subgroup method. In the end, users interested in implementing a subgroup method in their scheme for Pressurized Water Reactors can rely on this thesis to justify their modelization choices. Moreover, other parameters are validated to suggest a new reference scheme for fast execution and precise results. These new techniques are implemented in the French lattice scheme SHEM-MOC, composed of a Method Of Characteristics flux calculation and a SHEM-like 281-energy group mesh. First, the libraries processed by the CEA are compared. Then, this thesis suggests the most suitable energetic discretization for a subgroup method. Finally, other techniques such as the representation of the anisotropy of the scattering sources and the spatial representation of the source in the MOC calculation are studied. A DRAGON5 scheme is also validated as it shows interesting elements: the DRAGON5 subgroup method is run with a 295-eenergy group mesh (compared to 361 groups for APOLLO2). There are two reasons to use this code. The first involves offering a new reference lattice scheme for Pressurized Water Reactors to DRAGON5 users. The second is to study parameters that are not available in APOLLO2 such as self-shielding in a temperature gradient and using a flux calculation based on MOC in the self-shielding part of the simulation. This thesis concludes that: (1) The subgroup method is at least more precise than a technique based on effective reaction rates, only if we use a 361-energy group mesh; (2) MOC with a linear source in a geometrical region gives better results than a MOC with a constant model. A moderator discretization is compulsory; (3) A P3 choc law is satisfactory, ensuring a coherence with 2D full core calculations; (4) SHEM295 is viable with a Subgroup Projection Method for DRAGON5.

Neutron Tests at the Start-Up of EDF1; Les essais neutroniques au demarrage du reacteur EDF1; Nejtronnye izmereniya pri puske reaktora EDF1; Ensayos neutronicos efectuados durante la puesta en marcha del reactor EDF1

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Teste du Bailler, A. [Centre d' Etudes Nucleaires de Saclay (France); Janin, R. [Electricite de France, Paris (France)

1963-10-15

A series of neutron measurements, for which the principal experimental methods perfected at the Marcoule reactors were used, was carried out at the start-up of EDF1. The measurements were designed mainly to determine the efficiency of the control rods at different depths of insertion. From them a rod-withdrawal configuration was derived which allowed full-power operation without infringing certain limitations on cladding and gas temperatures. At the same time flux measurements were made for different shim-rod positions and different absorber loadings in certain channels. These measurements based on preliminary two-dimensional calculations, were obtained by activation of point detectors,using the standard technique of air poisoning. At certain temperature plateaus (up to 140{sup o}C), measurements of temperature coefficients and control-rod efficiency were made. Spectrum index measurements were carried out at the same time by activation of appropriate detectors (U, Pu, Lu, Mn, In, Au). The oscillation technique was used to measure the efficiency of certain shim rods. Finally, fast-neutron measurements were made in connection with studies of shielding and graphite damage. (author) [French] Une serie de mesures neutroniques utilisant les principales methodes experimentales mises au point sur les reacteurs de Marcoule a ete effectuee au cours du demarrage d'EDF1. Les mesures portent essentiellement sur l 'efficacite des barres de controle a differents enfoncements. On en deduit une configuration de montee des barres permettant d'obtenir la pleine puissance en respectant certaines limitations sur les temperatures de gaines et de gaz. Parallelement des mesures de flux ont ete faites pour differentes positions des barres de compensation et pour divers chargements d'absorbants dans certains canaux, suivant des calculs previsionnels a deux dimensions. Ces mesures sont obtenues par activation de detecteurs ponctuels, au moyen de la technique classique par empoisonnement a l

L'utilisation des eaux usées organiques en pisciculture.

Directory of Open Access Journals (Sweden)

SCHMIDT G.

1981-07-01

Full Text Available L'utilisation des eaux usées en pisciculture nécessite un traitement minimum indispensable (lagunage, épuration classique, prédilution, dilution simultanée. Une deuxième condition, non moins importante, est la sélection exclusive des eaux usées domestiques et rurales afin d'éviter la présence de métaux lourds et autres substances toxiques des rejets industriels. Dans un tel milieu enrichi, la production piscicole peut être doublée et même triplée sans nourriture additionnelle. Cependant, même si on arrive à de bons résultats, certains dangers subsistent : possibilité d'anoxie due à la dégradation des matières organiques, présence d'ammoniac, de nitrites, de détergents, risques d'infections virales et bactériennes. Des études ultérieures devraient préciser ces problèmes et tenter de les résoudre.

Powering CERN and the LHC

CERN Multimedia

CERN Bulletin

2011-01-01

CERN's electricity network is denser than that of the Canton of Geneva, is powered by two different national grids and has to provide users with an availability rate as close to 100% as possible. To ensure the smooth running of the machines throughout the period of LHC physics operation, the teams from the EN Department are implementing a continuous programme of consolidation and modernisation on all the Laboratory's sites, but the biggest projects will have to wait until the long technical shutdown scheduled for 2013.   An electrical installation at CERN. CERN's annual electricity consumption is around one terawatt hour (TWh), which roughly corresponds to a fifth of the consumption of the Canton of Geneva. However, during periods when all the machines are operating at the same time, our demand can reach the equivalent of a third of Geneva's total consumption. While the grid of the Geneva public utility company SIG (Services Industriels de Genève) covers distances of around 50 km, the ...

A new concept for the water supply at CERN

CERN Document Server

Inigo-Golfin, J

1998-01-01

The present state of the station Le Vengeron (the main pumping station supplying CERN with drinking water), and also to comply with the new Swiss standards impose a thorough consolidation and upgrade of this station which is shared with the Services Industriels de Genève (SIG). The total cost of the works (around 62 MCHF) would be shared proportionally to the nominal flow-rate demand which, at present, is of 2/3 for CERN and 1/3 for SIG. An alternative to the above is a complete review of CERN's water consumption, reducing our needs by half, thus allowing savings in both investment and operation. This reduction in investment cost would be diverted towards much needed consolidation works for the existing facilities within CERN. This paper also reviews the planning and possible ways for the execution of the works and the future responsibilities of operation of the water distribution systems (drinking and machine) inside CERN's sites.

CERN’s automobile fleet turns a brighter shade of green

CERN Document Server

Anaïs Vernède

2011-01-01

CERN is partnering with Services Industriels de Genève (SIG) in an environmentally friendly initiative to acquire cars running on natural gas. The first forty vehicles will arrive at CERN around mid-February, and enter service in March.   On 3 February 2011 CERN, represented by Steve Myers at the FEDRE Forum, was awarded the mobility prize. CERN currently has approximately 800 vehicles in use at its different sites. Véronique Marchal, head of Site Services in the GS Department, explains: “Our fleet includes a great variety of vehicles, from small Category A cars for staff to utility/transport vehicles. The decision to acquire cars running on natural gas is part of our strategy of diversifying CERN's automobile fleet so as to make it more environmentally friendly.” The new cars are actually bi-fuel, which means that they will have two tanks: one for regular fuel and one for compressed natural gas (CNG). “This kind of car is a little more exp...

Enseignement technique : Séminaire de l'enseigement technique

CERN Multimedia

2004-01-01

Mardi 4 mai 2004 SEMINAIRE DE L'ENSEIGNEMENT TECHNIQUE de 14:00 à 17:00 - Training Centre Auditorium - bât. 593 Le SPC - Statistical Process Control - dans une démarche de qualité totale Hakim Bourahla, Maurice Arrius, Charbel Tannous - ABW Concept - F-74950 SCIONZIER, France Ce nouveau séminaire de l'Enseignement Technique sera consacré à la présentation du SPC, le Statistical Process Control. Le SPC apporte une grande efficacité dans l'amélioration de la qualité des produits. Cette méthode, permettant d'assurer une qualité optimum à l'aide d'un outil statistique, est fondée sur deux concepts de base : le suivi et le pilotage des procédés industriels par cartes de contrôle, et l'étude des capabilités des systèmes de production. - Origine et objectifs du SPC - Concepts du ...

Enseignement technique : Séminaire de l'enseignement technique

CERN Multimedia

2004-01-01

Mardi 4 mai 2004 SEMINAIRE DE L'ENSEIGNEMENT TECHNIQUE de 14:00 à 17:00 - Training Centre Auditorium - bât. 593 Le SPC - Statistical Process Control - dans une démarche de qualité totale Hakim Bourahla, Maurice Arrius, Charbel Tannous - ABW Concept - F-74950 SCIONZIER, France Ce nouveau séminaire de l'Enseignement Technique sera consacré à la présentation du SPC, le Statistical Process Control. Le SPC apporte une grande efficacité dans l'amélioration de la qualité des produits. Cette méthode, permettant d'assurer une qualité optimum à l'aide d'un outil statistique, est fondée sur deux concepts de base : le suivi et le pilotage des procédés industriels par cartes de contrôle, et l'étude des capabilités des systèmes de production. - Origine et objectifs du SPC - Concepts du ...

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

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Conrad Boton

2017-01-01

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

Hit the gas: go green!

CERN Multimedia

CERN Bulletin

2012-01-01

Just one year ago, CERN took delivery of its first bi-fuel vehicles (see article in Bulletin 07-08/2011). Today, the fleet comprises 100 vehicles capable of running with petrol or natural gas. At that time, Véronique Marchal, head of the Site Services section in the GS Department, told us: “We are counting on CERN car users’ environmental awareness to use natural gas fuel whenever possible.” Observations one year later show that... well, let’s say there is still plenty of room for improvement. A new awareness campaign has therefore been launched.   “Running on natural gas reduces carbon dioxide emissions by some 40%,” explains Serge Micallef of the Services Industriels de Genève (SIG), CERN’s partners for this green mobility project. CNG contains 20% biogas, which is carbon-neutral. CNG produces 60 to 95% less pollution overall than ordinary petrol, and it is entirely soot-free. It is true that filli...

Energy as a Service

Science.gov (United States)

Pell, Wolfgang

Energie wird zum Gebrauchsgegenstand, zur Commodity und rückt doch in den Blickpunkt der Aufmerksamkeit. Volkswirtschaftliche, politische, gesellschaftliche und betriebswirtschaftliche Ansprüche lassen Services rund um die Energieversorgung (Energy-related Services) entstehen. Convenience Services, die den Ansprüchen der Konsumenten gerecht werden, wie Visualisierung von (dezentraler) Energieerzeugung und -verbrauch auf Basis digitaler Smart Meter, die den analogen Ferraris-Zähler ersetzen, sowie optimierter Energieeinsatz halten in Haushalten als digitalisierten Standorten (Smart Sites) Einzug. Energieoptimierung auf Basis des Paradigmas "Verbrauch folgt Erzeugung" stellt Nachfrageflexibilität industrieller Prozesse (Demand Response) als Energie-Effizienz-Faktor in den Vordergrund und lässt Services wie ihre Vermarktung als Regelenergie zur Stabilisierung der Netzfrequenz entstehen. Ein Innovation Action Plan liefert einen Ausblick, wohin die Integration neuer Technologien, die Steigerung der Kundennähe und die Entwicklung neuer Geschäftsmodelle die Energiewirtschaft führen kann. Mit Eco-Home und Power-Pool werden zwei konkrete Beispiele für Energy as a Service vorgestellt.