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Sample records for refroidissement des reacteurs

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

    particulieres aux reseaux comportant le refroidissement par gaz mesures de distributions fines de densite (indices de spectre, etc mesures sur des reseaux ou des echantillons comportant de l'uranium a des enrichissements differents ou du plutonium. Dans la deuxieme partie on passe en revue les etudes de caractere theorique. L'ensemble des resultats a permis d'asseoir des methodes de calcul qui ont accru notablement la comprehension des phenomenes neutroniques dans les reseaux, et d'etablir un formulaire rendant compte des experiences sur reseaux neufs et capable de predire correctement l'evolution des proprietes neutroniques du combustible avec l'irradiation. Quelques etudes particulieres aux reacteurs de puissance sont mentionnees. (auteurs)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1960-05-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1958-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1968-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1955-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1953-12-15

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

  9. Study of the strength of the internal can for internally and externally cooled fuel elements intended for gas graphite reactors; Etude de la tenue de la gaine interne pour-element combustible a refroidissement interne et externe d'un reacteur graphite-gaz

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Boudouresque, B; Courcon, P; Lestiboubois, G [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1964-07-01

    The cartridge of an internally and externally cooled annular fuel element used in gas-graphite reactors is made up of an uranium fuel tube, an external can and an internal can made of magnesium alloy. For the thermal exchange between the internal can and the fuel to be satisfactory, it is necessary for the can to stay in contact with the uranium under all temperature conditions. This report, based on a theoretical study, shows how the internal can fuel gap varies during the processes of canning, charging into the reactor and thermal cycling. The following parameters are considered: tube diameter, pressure of the heat carrying gas, gas entry temperature, plasticity of the can alloy. It is shown that for all operating conditions the internal can of a 77 x 95 element, planned for a gas-graphite reactor with a 40 kg/cm{sup 2} gas pressure, should remain in contact with the fuel. (authors) [French] La cartouche d'un element combustible annulaire, a refroidissement interne et externe pour reacteur graphite-gaz, est composee d'un tube combustible en uranium, d'une gaine externe et d'une gaine interne en alliage de magnesium. Pour que l'echange thermique entre la gaine interne et le combustible soit bon, il faut que la gaine reste appliquee sur l'uranium quel que soit le regime de temperature. Cette note a pour but de montrer comment, d'apres une etude theorique, le jeu combustible-gaine interne varie au cours des operations de gainage, de chargement dans le reacteur, et des cyclages thermiques. Les parametres suivants sont etudies: diametres de tube, pression du gaz caloporteur, temperature d'entree du gaz, plasticite de l'alliage de gaine. Il est montre que, quel que soit le regime de fonctionnement, la gaine interne d'un element 77 x 95, en projet pour un reacteur graphite-gaz sous pression de 40 kg/cm{sup 2}, doit rester appliquee sur le combustible. (auteurs)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1961-07-01

    A study is made of the general case of the theory of first-order isotopic chemical exchange between a gaseous and a liquid phase in a reactor, starting from fundamental reaction kinetics data, and without making any limiting hypothesis concerning the value of the separation factor. The cases of counter-current reactors and of co-current reactors are considered successively. The general deuterium conservation equation requires the definition of the quotient of the reactor; the performances of this reactor are characterised by its overall efficiency. The idea of the ratio is introduced because it represents a convenient intermediary in the calculations. The search for an additive value for reactors in series leads logically to the defining of an exchange capacity, and a total efficiency, or number of theoretical reactors. This method of expressing the performances of a reactor is more general than the efficiency due to Murphee which only has a physical significance in the particular case of homogeneous liquid reactors. The relationships between these various quantities are established, and the representation due to Mc Cabe and Thiele is generalized. The reactor performances are linked to the first - order reaction kinetics by the transfer number. The relationships are given for a certain number of concrete cases. Finally the application of these calculations is given, together with the approximations necessary in the case where, because of the presence of several components in each phase, the exchange reaction no longer obeys a single kinetic law. (authors) [French] On examine dans le cas general la theorie d'un reacteur quelconque pour l'echange chimique isotopique du premier ordre entre une phase gazeuse et une phase liquide, a partir des donnees fondamentales sur la cinetique de la reaction, sans faire aucune hypothese limitative sur le cas des reacteurs a contre ourant, puis celui des reacteurs a co-courant. L'equation generale de conservation du deuterium

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

  13. 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

  14. 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)

  15. 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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1961-07-01

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

  17. 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)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1967-07-01

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

  19. 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)

  20. 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

  1. 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

  2. Neutron cooling and cold-neutron sources (1962); Refroidissement des neutrons et sources de neutrons froids (1962)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-07-01

    Intense cold-neutron sources are useful in studying solids by the inelastic scattering of neutrons. The paper presents a general survey covering the following aspects: a) theoretical considerations put forward by various authors regarding thermalization processes at very low temperatures; b) the experiments that have been carried out in numerous laboratories with a view to comparing the different moderators that can be used; c) the cold neutron sources that have actually been produced in reactors up to the present time, and the results obtained with them. (author) [French] Des sources intenses de neutrons froids sont utiles pour l'etude des solides par diffusion inelastique des neutrons. On presente une revue d'ensemble: a) des considerations theoriques faites par divers auteurs sur les processus de thermalisation a tres basse temperature; b) des experiences faites dans de nombreux laboratoires pour comparer les divers moderateurs possibles; c) des sources de neutrons froids effectivement realisees dans des piles a ce jour, et des resultats obtenus avec ces sources. (auteur)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1968-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

    reacteurs en montrant ce qu'a ete jusqu'a present leur utilisation, et comment certaines modifications ont permis de les adapter a l'evolution des programmes. Ils precisent egalement les raisons qui ont conduit a l'elaboration du projet de la nouvelle pile OSIRIS, La pile ZOE, la plus ancienne du CEA, est en service au Centre de Fontenay-aux-Roses depuis 1948. Elle est principalement utilisee pour les mesures de section efficace d'absorption du graphite, et pour diverses irradiations de courte duree ne necessitant que des flux peu eleves. La Pile EL2, en service depuis 1952, a permis les premieres etudes liees au refroidissement par gaz. Elle a ete tres utilisee pour la production des radioisotopes et pour de nombreuses experiences de physique, de metallurgie et de physico-chimie - le vieillissement de certaines parties du reacteur a conduit a decider l'arret prochain de cette installation. La Pile EL. 3 a ete tres utilisee pour les experiences de physique et pour l'etude des combustibles. L'adoption d'une nouvelle structure pour le coeur (solution 'Cristal de neige') va permettre d'accroitre considerablement les possibilites de la pile pour les irradiations en neutrons rapides. La pile TRITON-I, piscine de 2 MW, est surtout utilisee pour les irradiations en neutrons rapides et en gamma. Certaines modifications, actuellement en cours, permettront d'accroitre la puissance du reacteur jusqu'a 4 ou 5 MW. Dans un compartiment voisin de TRITON-I est implantee la Pile TRITON-II, de meme structure generale, mais dont la puissance maximum est de 100 kW. TRITON-II est utilisee exclusivement pour les etudes de protections. MELUSINE, pile piscine de 2 MW est en fonctionnement au Centre d'Etudes Nucleaires de Grenoble depuis 1959. Elle a permis l'execution d'un programme important concernant surtout la physique du solide, l'etude fondamentale de combustibles refractaires et de graphites speciaux, et l'etude du comportement des liquides organiques sous radiations. Les installations de

  5. 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

  6. 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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1957-07-01

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

  8. Caracterisation thermique de modules de refroidissement pour la photovoltaique concentree

    Science.gov (United States)

    Collin, Louis-Michel

    Pour rentabiliser la technologie des cellules solaires, une reduction du cout d'exploitation et de fabrication est necessaire. L'utilisation de materiaux photovoltaiques a un impact appreciable sur le prix final par quantite d'energie produite. Une technologie en developpement consiste a concentrer la lumiere sur les cellules solaires afin de reduire cette quantite de materiaux. Or, concentrer la lumiere augmente la temperature de la cellule et diminue ainsi son efficacite. Il faut donc assurer a la cellule un refroidissement efficace. La charge thermique a evacuer de la cellule passe au travers du recepteur, soit la composante soutenant physiquement la cellule. Le recepteur transmet le flux thermique de la cellule a un systeme de refroidissement. L'ensemble recepteur-systeme de refroidissement se nomme module de refroidissement. Habituellement, la surface du recepteur est plus grande que celle de la cellule. La chaleur se propage donc lateralement dans le recepteur au fur et a mesure qu'elle traverse le recepteur. Une telle propagation de la chaleur fournit une plus grande surface effective, reduisant la resistance thermique apparente des interfaces thermiques et du systeme de refroidissement en aval vers le module de refroidissement. Actuellement, aucune installation ni methode ne semble exister afin de caracteriser les performances thermiques des recepteurs. Ce projet traite d'une nouvelle technique de caracterisation pour definir la diffusion thermique du recepteur a l'interieur d'un module de refroidissement. Des indices de performance sont issus de resistances thermiques mesurees experimentalement sur les modules. Une plateforme de caracterisation est realisee afin de mesurer experimentalement les criteres de performance. Cette plateforme injecte un flux thermique controle sur une zone localisee de la surface superieure du recepteur. L'injection de chaleur remplace le flux thermique normalement fourni par la cellule. Un systeme de refroidissement est installe

  9. 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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1967-09-15

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

  11. 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)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1959-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1969-06-01

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

  14. 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)

  15. 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)

  16. 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)

  17. Preliminary studies of the kinetics of a reactor by the probability method; Etude preliminaire de la cinetique d'un reacteur par la methode des probabilites

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

    The {alpha} decay constant of prompt neutrons has been studied in the homogeneous plutonium-fueled, light-water-moderated reactor Alecto, by the probability method. In this method, the probability to count one, two,.... neutrons during a given time is measured. The value of {alpha} can be deduced from this measurement, for various subcritical states of the reactor. The experimental results were then compared with values obtained, for the same reactivities, by the pulsed neutron technique. (authors) [French] On a etudie sur Alecto, reacteur homogene au plutonium, modere a l'eau legere, la constante de decroissance {alpha} des neutrons prompts par la methode des probabilites. Celle-ci consiste a mesurer la probabilite de compter un, deux, etc..., neutrons pendant un intervalle de temps donne. On a pu en deduire la valeur de {alpha}, dans divers etats sous-critiques du reacteur. On a compare les resultats experimentaux a d'autres valeurs obtenues, aux memes reactivites, par la methode des neutrons pulses. (auteurs)

  18. 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)

  19. 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

  20. 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

  1. 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

  2. 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

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

    Science.gov (United States)

    Comot, Pierre

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

  4. 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)

  5. Notes on the creation of high magnetic fields. Cooling of the coils; Considerations sur la creation de champs magnetiques eleves. Refroidissement des bobines

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1961-07-01

    When the temperature of a conductor is lowered, its resistance decreases appreciably. This fact can be made particular use of in the production of high magnetic fields, to reduce the total energy consumed for a given coil. In this paper the problem of the evacuation of heat is examined, and the various fluids which can be used are compared from the viewpoint of the maximum fields attainable from them for a given coil. These fluids are: - water (nucleate boiling); - liquid nitrogen; - liquid hydrogen; - helium at a temperature of 20 deg. K; - helium at a temperature of 10 deg. K. First of all a method for calculating the quantities of heat evacuated by a fluid is established, using general equations for fluid flow with heat exchange. (author) [French] Lorsque l'on abaisse la temperature d'un conducteur, sa resistivite diminue d'une facon sensible. Ce fait peut etre mis a profit notamment en vue de la production de champs magnetiques eleves, de facon a reduire l'energie totale consommee pour une bobine donnee. Dans ce qui suit, le probleme de l'evacuation des pertes Joules est examinee et les differents fluides utilisables sont compares du point de vue des champs maximum qu'ils permettent d'atteindre pour une bobine donnee. Ces fluides sont: - l'eau (nucleate boiling); - l'azote liquide; - l'hydrogene liquide; - l'helium a une temperature de 20 deg. K; - l'helium a une temperature de 10 deg. K. Au prealable une methode de calcul des quantites de chaleur evacuee par un fluide est etablie, a partir des equations globales de dynamique des fluides avec echange de chaleur. (auteur)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1956-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1968-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1961-07-01

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

  12. 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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1961-02-15

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

  14. 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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    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)

  16. 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)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1967-02-01

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

  18. Study of water radiolysis in relation with the primary cooling circuit of pressurized water reactors; Etude sur la radiolyse de l`eau en relation avec le circuit primaire de refroidissement des reacteurs nucleaires a eau sous pression

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Pastina, B

    1997-07-01

    This memorandum shows a fundamental study on the water radiolysis in relation with the cooling primary circuit of PWR type reactors. The water of the primary circuit contains boric acid a soluble neutronic poison and also hydrogen that has for role to inhibit the water decomposition under radiation effect. In the aim to better understand the mechanism of dissolved hydrogen action and to evaluate the impact of several parameters on this mechanism, aqueous solutions with boric acid and hydrogen have been irradiated in a experimental nuclear reactor, at 30, 100 and 200 Celsius degrees. It has been found that, with hydrogen, the water decomposition under irradiation is a threshold phenomenon in function of the ratio between the radiation flux `1` B(n, )`7 Li and the gamma flux. When this ratio become too high, the number of radicals is not sufficient to participate at the chain reaction, and then water is decomposed in O{sub 2} and H{sub 2}O{sub 2} in a irreversible way. The temperature has a beneficial part on this mechanism. The iron ion and the copper ion favour the water decomposition. (N.C.). 83 refs.

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-10-01

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

  20. 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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    1968-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

  3. Instrument for continuous supervision of the radioactivity of CO{sub 2} coolant in piles - DCCA -CO{sub 2} (1960); Dispositif de controle continu de la radioactivite du CO{sub 2} de refroidissement des piles - DCCA - CO{sub 2} (1960)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1960-07-01

    partie sont presentes des calculs theoriques en particulier sur la determination du courant d'ionisation dans une chambre d'ionisation a circulation. Cette determination tient compte de plusieurs parametres tels que la moyenne des parcours des particules {beta} dans la chambre d'ionisation, le nombre lineique de paires d'ions formees dans le gaz par ces particules {beta} en fonction de leur energie, la temperature et la pression du gaz dans la chambre d'ionisation. Dans cette meme partie sont evaluees les plages de sensibilite de l'appareillage pour les mesures dans le CO{sub 2} de refroidissement des concentrations de gaz radioactifs tels que l'argon-41 et les gaz de fission de I'uranium-235. Dans la derniere partie, sont presentes les resultats des mesures effectuees avec un tel dispositif aupres de la pile EL2, les etudes particulieres effectuees sur le CO{sub 2} de refroidissement de cette pile, les enseignements tires pendant les fonctionnement normaux et les accidents ainsi qu'une breve presentation du DCCA-CO{sub 2} qui vient d'etre mis en service a G2. La conclusion souligne les possibilites d'utilisation offertes par cet appareil. (auteur)

  4. Instrument for continuous supervision of the radioactivity of CO{sub 2} coolant in piles - DCCA -CO{sub 2} (1960); Dispositif de controle continu de la radioactivite du CO{sub 2} de refroidissement des piles - DCCA - CO{sub 2} (1960)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1960-07-01

    . Dans la seconde partie sont presentes des calculs theoriques en particulier sur la determination du courant d'ionisation dans une chambre d'ionisation a circulation. Cette determination tient compte de plusieurs parametres tels que la moyenne des parcours des particules {beta} dans la chambre d'ionisation, le nombre lineique de paires d'ions formees dans le gaz par ces particules {beta} en fonction de leur energie, la temperature et la pression du gaz dans la chambre d'ionisation. Dans cette meme partie sont evaluees les plages de sensibilite de l'appareillage pour les mesures dans le CO{sub 2} de refroidissement des concentrations de gaz radioactifs tels que l'argon-41 et les gaz de fission de I'uranium-235. Dans la derniere partie, sont presentes les resultats des mesures effectuees avec un tel dispositif aupres de la pile EL2, les etudes particulieres effectuees sur le CO{sub 2} de refroidissement de cette pile, les enseignements tires pendant les fonctionnement normaux et les accidents ainsi qu'une breve presentation du DCCA-CO{sub 2} qui vient d'etre mis en service a G2. La conclusion souligne les possibilites d'utilisation offertes par cet appareil. (auteur)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-04-15

    effects in APEX, HERO and AGR and for determining fine structure data and power distribution in the complex fuel assemblies are of particular interest. Current and future theoretical work is concentrated primarily on development of an alternative method to hetrecontrol and FTD2 for dealing with reactor cores after considerable burn-up of the fuel. The experimental programme on HERO is designed to test these methods with complex cores including plutonium bearing fuel. Additional information on the effect of plutonium will be derived from operation of AGR and physics measurements on fuel after irradiation. (author) [French] Le memoire relate les recherches experimentales et theoriques auxquelles on a procede lois de l'etude, de la realisation et de la mise en service du reacteur perfectionne refroidi par un gaz (AGR) de Windscale et, d'une facon generale, pour la mise au point d'un filiere de ce type en vue de la production d'energie electrique industrielle. Il decrit l'important volume de travail qui a ete necessaire en vue d'elaborer les methodes theoriques voulues pour calculer: a) la repartition du flux et l'equilibre de la reactivite dans un coeur complexe; b) la repartition de la puissance dans des geometries de combustible complexes-, c) les effets de l'irradiation sur le cycle du combustible et la repartition de la puissance. A titre d'introduction, le memoire resume la documentation experimentale et les methodes theoriques qui sont le resultat des recherches sur la filiere a uranium gaine de magnox et decrit la documentation experimentale obtenue par le programme commun des industries britanniques (BICEP); toutes ces donnees ont servi de point de depart pour l'elaboration de methodes theoriques applicables a l'AGR. On s'est servi de l'ensemble critique APEX et du reacteur HERO de puissance zero avec des configurations de reseau regulieres et diverses combinaisons de perturbateurs (notamment des barres de commande) pour calculer les parametres de reseau de l'AGR et

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-10-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-02-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-10-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-10-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1968-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1968-07-01

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

  12. 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)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-10-15

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

  16. 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)

  17. 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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1967-10-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-03-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1958-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-09-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

    tubes and the experimental equipment which can support doses much higher than the ones which are biologically permissible. The final part of the communication describes the studies carried out on the realization of a liquid hydrogen cold sink, one of the most important experimental devices envisaged. (authors) [French] Les besoins francais en canaux pour sortie de neutrons de differentes energies sont brievement indiques. L'interet bien connu des neutrons froids (plus de 4 Angstroem) est souligne. Les grandes lignes d'un reacteur permettant de satisfaire les physiciens sont esquissees. Ce sont les suivantes: 1 - Flux dans l'eau lourde du reflecteur de l'ordre de 7. 10{sup 14} thermiques. 2 - Souplesse d'emploi maximum obtenue par: - separation physique du coeur et du reflecteur, - independance des experiences entre elles, - possibilite de modification, sans interruption notable du fonctionnement de la pile, des experiences physiques jusqu'a - et y compris - la nature du reflecteur utilise, - reduction au minimum des protections fixes; emploi largement generalise des protections liquides (eau) et fluidisees (sables). 3 - Continuite technologique aussi grande que possible avec les reacteurs de recherche francais existant ou en construction (SILOE, PEGASE, OSIRIS). 4 - Surete de fonctionnement recherche par la simplicite de conception. 5 - Minimisation des frais de construction. La reduction des frais d'exploitation est recherchee plutot indirectement par la simplicite des solutions et la reduction du personnel d'exploitation, que directement par la minimisation des consommations d'elements combustibles et d'energie. La solution preconisee peut etre decrite comme un reacteur de type piscine a coeur clos, non pressurise, tres sous modere par l'eau legere de refroidissement. Entourant le reacteur, se trouvent un certain nombre de 'canaux boucles' comprenant chacun: - une portion du reflecteur (eau lourde dans l'exemple decrit), - une portion de canal d'extraction de neutrons

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1960-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1957-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1957-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-06-15

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

  9. 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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-09-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Ryabukhina, Yu. S.

    1963-11-15

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

  12. 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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Science.gov (United States)

    Mahjoub, Mehdi

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

  15. 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

  16. 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)

  17. 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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-10-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Andreoni, Daniel

    1975-11-28

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

  20. 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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-03-15

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

  2. 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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-10-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-03-15

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

  5. 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)

  6. 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)

  7. CALCUL DE LA VITESSE DE REFROIDISSEMENT ET MICROSTRUCTURE DE L’ALLIAGE Al-5%Cu SOLIDIFIE RAPIDEMENT

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    C SERRAR

    2010-12-01

    Full Text Available La technique de trempe sur roue tournante a permis d'élaborer des rubans d'épaisseur moyenne de 30 μm pour une vitesse de rotation périphérique de la roue de 42m/s. La résolution de l'équation de Fourier pour un transfert de la chaleur dans les conditions de chute brutale de l'alliage fondue sur le substrat en rotation, nous a permis de déterminer le profil de la distribution de la température du ruban suivant son épaisseur. Le temps de solidification et la vitesse de refroidissement ont été aussi recherchés et sont estimés respectivement à 2.3x10-6 s et 4x107 °C/s. La microstructure des constituants de l'alliage AL-5%Cu s'est transformée, sous l'influence de la trempe rapide, en de fins précipités de l'eutectique α-Al/Ө dispersés dans la matrice α-Al. La présence d'une nouvelle phase σ, précipitant sous forme de fines particules globulaires, a été aussi observée et confirmée par analyse structurale.

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-11-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1961-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-11-15

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

  11. 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.)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1960-07-15

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

  14. 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

  15. 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)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-10-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-04-15

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

  18. Experimental study of heat transfer and pressures drops for cans with spiral herring-bone fins; Etude experimentale du transfert de chaleur et des pertes de charges des gaines a ailettes helicoidales en chevron

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Pelce, J; Francois, S; Houseaux, O; Pierre, B [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1964-07-01

    Cans fitted with herring-bone fins are used for cooling uranium in certain nuclear reactor. By herring-bone is meant a staggered arrangement of the fins which have a plane of symmetry parallel to the general direction of liquid flow. The main geometrical parameter are then: the number of fins, the number of herring-bones, the angle of inclination of the fins with respect to the can axis, the dimensions of the fins, the can diameter and the channel diameter. The research is essentially experimental. The test are of three types: full size tests, in conditions approaching those in the reactor (constant flux, CO{sub 2} under pressure); full size tests but with a constant wall temperature, much easier to set up, and intended to distinguish rapidly between the merits of the various types of can; large-scale tests with air at atmospheric pressure for studying the phenomena in more detail. For each can tried out there is a corresponding pressure drop coefficient, a mean thermal exchange coefficient Mo-bar and a minimum exchange coefficient Mo{sub min} and Mo-bar are related by the expression Mo{sub min} = Mo-bar * f{sub c} * f, where f{sub c} and f are respectively circumferential and longitudinal singularity factor determined from a statistical study of all the temperatures measured for each can. The results are presented in about thirty tables and figures the most noteworthy results being summarized in the conclusion. (authors) [French] Les gaines a ailettes en chevron sont utilisees pour le refroidissement de l'uranium dans certains reacteurs nucleaires. Par chevron, on entend une disposition alternee des ailettes ayant un plan de symetrie parallele a la direction generale de l'ecoulement fluide. Les principaux parametres geometriques sont alors: le nombre des ailettes, le nombre de chevrons, l'angle d'inclinaison des ailettes par rapport a l'axe de la gaine, les dimensions des ailettes, le diametre de la gaine et le diametre du canal. L'etude est essentiellement

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-09-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-09-15

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

  1. 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

  2. Optimisation thermique de moules d'injection construits par des processus génératifs

    Science.gov (United States)

    Boillat, E.; Glardon, R.; Paraschivescu, D.

    2002-12-01

    Une des potentialités les plus remarquables des procédés de production génératifs, comme le frittage sélectif par laser, est leur capacité à fabriquer des moules pour l'injection plastique équipés directement de canaux de refroidissement conformes, parfaitement adaptés aux empreintes Pour que l'industrie de l'injection puisse tirer pleinement parti de cette nouvelle opportunité, il est nécessaire de mettre à la disposition des moulistes des logiciels de simulation capables d'évaluer les gains de productivité et de qualité réalisables avec des systèmes de refroidissement mieux adaptés. Ces logiciels devraient aussi être capables, le cas échéant, de concevoir le système de refroidissement optimal dans des situations où l'empreinte d'injection est complexe. Devant le manque d'outils disponibles dans ce domaine, le but de cet article est de proposer un modèle simple de moules d'injection. Ce modèle permet de comparer différentes stratégies de refroidissement et peut être couplé avec un algorithme d'optimisation.

  3. 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)

  4. 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)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1960-07-01

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

  6. 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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-10-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1955-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-03-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1957-07-01

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

  13. Organisation des travaux ST-CV

    CERN Document Server

    Martel, C; CERN. Geneva. ST Division

    2003-01-01

    Débutée il y a deux ans, la phase de construction des installations de refroidissement du LHC a atteint en 2003 son apogée. De nombreux autres projets sont également gérés par le groupe dans divers secteurs du laboratoire. La spécificité du groupe est de réaliser des installations complexes impliquant des spécificités diverses telles qu’aéraulique, hydraulique, électrique, etc. Pour faire face à ces demandes la section travaux du groupe ST CV a adopté une structure capable de réaliser ces divers projets avec un minimum de personnel. La première partie de ce document décrit l’organisation de la section travaux ST CV. Dans une deuxième partie, les auteurs dressent un état des lieux des chantiers par projet en décrivant plus particulièrement les activités dans les domaines du traitement d’air et de refroidissement par eau.

  14. 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

  15. 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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1961-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1960-04-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-02-15

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

  20. 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)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1967-09-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1958-07-01

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

  3. 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)

  4. 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)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

  6. 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)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1961-06-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1961-06-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

  11. 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)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1957-07-01

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

  13. Cooling and spreading of corium during its fall into water in a pressurised water nuclear plant severe accident: description of mechanical and thermal interactions in a three phase flow during spreading of cold or heated spheres in a liquid pool; Refroidissement et dispersion du corium lors de sa chute dans l'eau pendant un accident severe de reacteur nucleaire a eau pressurisee: description des interactions mecaniques et thermiques en ecoulement triphasique lors de la dispersion de spheres solides froides ou chaudes dans un bain liquide

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Duplat, F

    1998-10-26

    In the frame of nuclear safety studies about corium and water interactions, we address spreading and cooling stage of corium fragments in a liquid pool. Considering the complexity of encountered flow regimes and mechanical and thermal interactions coupling, modelling validation is based on a thermal-hydraulic computer code (MC3D). A bibliographical study shows that classical modelling of three phase flow is based on constitutive laws already established in the case of two phase flow. The present study states a complete analysis of BILLEAU experiments and defines a characterisation method for a sphere cloud. Some complementary QUEOS experiments are also described. Mechanical interaction terms such as added mass, lift and turbulent dispersion have been presented in the frame of a three phase flow and their influence has been tested in numerical simulations of BILLEAU tests. The effect of film vapour overheat, as well as particle diameter evolution have been studied. Moreover a radiative heat transfer modelling developed in Karlsruhe research centre (FZK) has been analysed and completed. Numerical simulations achieved for this study show that mechanical and thermal behaviour of the system are actually coupled. Taking into account lift and turbulent dispersion terms as well as heat transfer modifications all wed better results. This study also presents some considerations about flow regimes identification as a preliminary for studies about numerical diffusion that was already estimated in the present state of the computer code MC3D. (author)

  14. Corrosion by cooling gases in nuclear reactors; la corrosion par les gaz caloporteurs dans les reacteurs nucleaires

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Darras, R. [Commissariat a l' energie atomique et aux energies alternatives - CEA, Centre de Saclay, Section d' etude de la corrosion par gaz et metaux liquides (France)

    1960-07-01

    This article begins with a review of the various materials which can be used and the cooling gases in which they may be heated, emphasis being placed on the importance of reaching temperatures as high as possible. This is followed by a few general remarks on the dry oxidation of metals and alloys, particularly with regard to diffusion phenomena and their various possible mechanisms, and also the methods of investigation employed. Finally, the behaviour of the chief nuclear materials heated in the various gases is studied successively. Materials used for fuel (metallic uranium, uranium oxide, carbides and silicides), canning materials (magnesium, aluminium, zirconium, beryllium, stainless and refractory steels), structural materials (ordinary or slightly alloyed steels), and finally moderators (graphite, beryllium oxide) are deal with in this way. This account is backed up both by the results obtained at the CEA and by work published outside or abroad up to the present day. In conclusion, every effort has been made to direct future research on the basis of the foregoing. Reprint of a paper published in Industries Atomiques - no. 9/10, 1959, p. 3-23 [French] Dans cet article, on passe tout d'abord en revue les divers materiaux utilisables et les gaz de refroidissement dans lesquels ils peuvent etre chauffes, en insistant sur l'interet d'atteindre des temperatures aussi elevees que possible. On rappelle ensuite quelques generalites sur l'oxydation seche des metaux et alliages, notamment en ce qui concerne les phenomenes de diffusion et leurs divers mecanismes possibles ainsi que les methodes d'etude. Enfin, le comportement des principaux materiaux nucleaires chauffes dans les divers gaz est etudie successivement. On traita ainsi des materiaux combustibles (uranium metallique, oxyde, carbures et siliciures d'uranium), des materiaux de gainage (magnesium, aluminium, zirconium, beryllium, aciers inoxydables et refractaires), des materiaux de structure (aciers ordinaires

  15. 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

  16. 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.

  17. 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.)

  18. Heat transfer tests conducted on full-scale model, to investigate cooling conditions of EL.3 experimental reactor; Essais de transmission de chaleur sur maquette pour l'etude du refroidissement de la pile EL 3

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Raievski, R [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires; Butzbach, M; Domenjoud, M [Alsthom, 75 - Paris (France); Bousquet, M [Chantiers de l' Atlantique (France); Braudeau, M; Milliat, M [Electricite de France (EDF), 75 - Paris (France)

    1958-07-01

    For such high heat flux density as is released in the channels of EL3 reactor (2.10{sup 6} kcal/m{sup 2}h on the hottest point) cooling conditions have proved to be satisfactory, that is free from nucleate boiling. The arrangements provided for these tests and the technique used for measurements (of temperature particularly) are specified. Two fields have been investigated: in the former (forced convection without nucleate boiling) a good agreement is found with Colburn's formula. The influence of the ratio L/D is pointed out. The latter field is of forced convection with beginning of nucleate boiling; there the observed raise of the transfer coefficient has been shown occurring with some delay. (author)Fren. [French] A la valeur elevee prevue pour la densite de flux de chaleur (2.10{sup 6} kcal/m{sup 2}h au point le plus chaud) il est verifie que le refroidissement de la pile s'effectue normalement (sans ebullition de paroi). Les essais sont menes sur la maquette grandeur nature d'un canal d'EL3. Les dispositions relatives a la conduite des essais et a la technique des mesures (de temperature en particulier) sont precisees. Deux domaines sont etudies; pour t{sub p} < T{sub sat} (convection forcee sans ebullition de paroi) on constate un bon accord avec la formule de Colburn, avec toutefois l'influence du rapport L/D. Pour t{sub p} < T{sub sat} (debut d'ebullition) l'augmentation prevue du coefficient de transmission presente un certain retard. (auteur)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-02-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-04-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-04-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1968-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1957-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1957-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-03-15

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

  8. Modeling of turbulent flows in cooling channels of turbo-machineries; Modelisation des ecoulements turbulents dans des canaux de refroidissement de turbomachines

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Bidart, A.; Caltagirone, J.P.; Parneix, S. [Laboratoire MASTER-ENSCPB, 33 - Talence (France)

    1997-12-31

    The MASTER laboratory has been involved since several years in the creation and utilization of modeling tools for the prediction of 3-D turbulent flows and heat transfers in turbine blades in order to optimize the cooling systems of turbo-machineries. This paper describes one of the test-cases that has been used for the validation of the `Aquilon` calculation code developed in this aim. Then, the modeling performed with the `Fluent` industrial code in order to evaluate the possible improvements of the Aquilon code, is presented. (J.S.) 5 refs.

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-06-15

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

  10. 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)

  11. Impact de la preparation des anodes crues et des conditions de cuisson sur la fissuration dans des anodes denses

    Science.gov (United States)

    Amrani, Salah

    fabriquees industriellement. Cette technique a consiste a determiner le profil des differentes proprietes physiques. En effet, la methode basee sur la mesure de la distribution de la resistivite electrique sur la totalite de l'echantillon est la technique qui a ete utilisee pour localiser la fissuration et les macro-pores. La microscopie optique et l'analyse d'image ont, quant a elles, permis de caracteriser les zones fissurees tout en determinant la structure des echantillons analyses a l'echelle microscopique. D'autres tests ont ete menes, et ils ont consiste a etudier des echantillons cylindriques d'anodes de 50 mm de diametre et de 130 mm de longueur. Ces derniers ont ete cuits dans un four a UQAC a differents taux de chauffage dans le but de pouvoir determiner l'influence des parametres de cuisson sur la formation de la fissuration dans ce genre de carottes. La caracterisation des echantillons d'anodes cuites a ete faite a l'aide de la microscopie electronique a balayage et de l'ultrason. La derniere partie des travaux realises a l'UQAC contient une etude sur la caracterisation des anodes fabriquees au laboratoire sous differentes conditions d'operation. L'evolution de la qualite de ces anodes a ete faite par l'utilisation de plusieurs techniques. L'evolution de la temperature de refroidissement des anodes crues de laboratoire a ete mesuree; et un modele mathematique a ete developpe et valide avec les donnees experimentales. Cela a pour objectif d'estimer la vitesse de refroidissement ainsi que le stress thermique. Toutes les anodes fabriquees ont ete caracterisees avant la cuisson par la determination de certaines proprietes physiques (resistivite electrique, densite apparente, densite optique et pourcentage de defauts). La tomographie et la distribution de la resistivite electrique, qui sont des techniques non destructives, ont ete employees pour evaluer les defauts internes des anodes. Pendant la cuisson des anodes de laboratoire, l'evolution de la resistivite

  12. 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

    : Reacteur de puissance d'Elk River. On a decouvert des craquelures dans certaines parties du revetement du caisson du reacteur. Il a fallu faire des recherches et des analyses poussees ainsi que des reparations et apporter des modifications a la cuve. La capacite de separation de la vapeur etait insuffisante; il a fallu remplacer et modifier certaines parties du circuit a l'interieur du caisson. Centrale nucleaire de Hallam. On a constate que de l'helium etait entzaihe dans le sodium, et il a fallu modifier le circuit secondaire du sodium. On a decouvert une defaillance d'un tube dans l'echangeur de chaleur intermediaire (sodium-sodium); il a fallu proceder a des analyses pour en rechercher la cause, et demonter l'echangeur pour le reparer. Centrale nucleaire de Piqua. En nettoyant les canalisations avec des produits chimiques, on a endommage plusieurs vannes et il a fallu soit les reparer soit les remplacer. Des fuites dans le circuit du fluide de refroidissement organique et dans le circuit de rechauffage par circulation de vapeur ont provoque des retards repetes. Une fois terminees les reparations et apportees les modifications necessaires, les performances de chacun des trois reacteurs concordaient etroitement avec les predictions des plans. (author) [Spanish] La experiencia adquirida directamente en los ensayos efectuados despues de terminada la construccion de las tres centrales nucleoelectricas del programa de demostracion de reactores de potencia de la Comision de Energia Atomica de los Estados Unidos permite deducir ciertos principios generales acerca de esta fase de la construccion y explotacion de las centrales. Las tres instalaciones, a saber, el reactor de Elk River (ERR), la central nucleoelectrica de Hallam (HNPF) y la central nucleoelectrica de Piqua (PNPF), representan tres conceptos diferentes en materia de reactores: el de agua hirviente con circulacion natural, el de sodio-grafito y el de moderador y refrigerante organicos, respectivamente. El periodo de

  13. 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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-07-01

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

  16. 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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-03-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1967-09-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-07-01

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

  20. Avancement des travaux électriques LHC point 1

    CERN Document Server

    Delidais, M

    2001-01-01

    Après la première phase d'analyse des principes de la distribution en électricité de la zone 1 du LHC et de l'expérience ATLAS, les études sont à présent orientées vers la définition des implantations des principaux équipements tels que transformateurs, tableaux basse tension, alimentations statiques de sécurité, ainsi que vers la détermination du cheminement des câbles dans les ouvrages de surface et à travers les ouvrages souterrains USA15, UX15 et les galeries de liaison. Les études des services généraux sont également menées pour les bâtiments de surface qui seront mis prochainement à disposition par le génie civil, en particulier la station de refroidissement SF1 ainsi que le bâtiment SUX1 pour lesquels les travaux d'installation devraient débuter sous peu pour être achevés dans le premier trimestre 2001.

  1. 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)

  2. 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)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-02-15

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

  4. 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.

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1955-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1999-07-02

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

  7. Air cooling of refrigerating loops: 'dry-hybrid' systems; Refroidissement par air des circuits frigorifiques: les systemes ''secs hybrides''

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Becker, W. [Societe Jaggi-Gunter (Switzerland)

    2003-02-01

    Different type of cooling systems can be implemented on coldness production plants. The choice very often depends on the initial investment, but from a technical and economical point of view, this choice is not necessary the best solution. Thus, it can be useful to know the different existing systems and their exploitation costs with respect to the expected needs. A particular solution which uses a 'dry-hybrid' cooler is presented in this study: 1 - open-loop evaporative cooler; 2 - open-loop evaporative cooler with intermediate exchanger; 3 - close-loop evaporative cooler; 4 - dry-cooler; 5 - dry cooler with spraying in the air flow way; 6 - dry cooler with counterflow spraying; 7 - hybrid dry cooler; 8 - example of a realization in Germany: technical and economical value of the project, description of compared solutions and hypotheses, interpretation of results. (J.S.)

  8. 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)

  9. 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

  10. 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

  11. 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)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1998-03-12

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

  13. 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)

  14. Integral physics data for fast-reactor design; Donnees de physique integrale intervenant dans les etudes de reacteur a neutrons rapides; Integral'nye fizicheskie dannye dlya raschetov reaktorov na bystrykh nejtronakh; Datos fisicos integrales para el diseno de reactores rapidos

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Loewenstein, W B; Meneghetti, D [Argonne National Laboratory, Argonne, IL (United States)

    1962-03-15

    systems. (author) [French] La compilation recente du chapitre sur la physique des reacteurs a neutrons rapides dans la preparation de la deuxieme edition de 'Reactor Physics Constants' a entraine une recapitulation des resultats disponibles des mesures experimentales globales. Le choix des donnees integrales connues relatives a la physique des reacteurs a neutrons rapides a faire figurer dans cette compilation a ete fait en fonction de deux criteres : a) informations recueillies a partir de reacteurs relativement simples et qui se pretent a des analyses theoriques simples, et b) informations recueillies a partir de reacteurs complexes, representant des prototypes ou des maquettes, et qui offrent un interet general pour les reacteurs de puissance a neutrons rapides. Le premier critere a pour objet de donner une enumeration des informations concernant les systemes les plus couramment utilises pour verifier les parametres des sections efficaces et les methodes de calcul. Le deuxieme critere est fonde sur la representation des informations courantes concernant les reacteurs a surgeneration, a neutrons rapides, existant. Ces informations sont trop compliquees pour qu'il soit possible de proceder a leur egard a des analyses theoriques simples. Elles prouvent la complexite du reacteur reel, par rapport a l'experience critique plus schematique et plus facile a analyser. Les donnees integrales intervenant dans les calculs de reacteurs sont les resultats des mesures faites, sur des types de reacteurs critiques ou non, des diverses grandeurs de la physique des reacteurs qui presentent un interet pratique et/ou theorique. Elles caracterisent le type de reacteur et aident a sa comprehension. Les mesures portent sur la masse critique, le facteur forme du coeur, les pourcentages de detection, les spectres des neutrons, les experiences de substitution de materiaux, le gain reflecteur, le temps de vie des neutrons, l'{alpha} de Rossi et sur d'autres grandeurs similaires. Les auteurs

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

  16. 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)

  17. 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

  18. 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.)

  19. 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

  20. 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

  1. Limitations of Ir{sup 192} as a Radiographic Source for the Control of Reactor Pressure-Vessels; Limitations de {sup 192}Ir en Tant que Source pour l'Examen Radiographique des Caissons Etanches de Reacteurs; Nedostatki Iridiya-192 v kachestveradiograficheskogo istochnika dlya kontrolya za korpusami reaktorov vysokogodavleniya; Limitaciones del {sup 192}Ir como Fuente Radiografica en el Control de Recipientes de Presion para Reactores

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Horvat, D. [Nuclear Institute ' ' J. Stefan' ' Ljubljana, Yugoslavia (Slovenia)

    1965-09-15

    des etudes faites par l'auteur montrent que, pour ce qui est de la qualite des radiographies,{sup 192}Ir presente un avantage tres net sur {sup 60}Co, meme pour des epaisseurs d'acier irradie superieures a 80 mm. Dans la pratique, l'emploi de {sup 192}Ir est limite parce qu'il faut un temps d'exposition tres long ou une source tres intense. Des diagrammes donnent, en fonction de l'activite specifique de la source, le temps d'exposition necessaire pour radiographier une soudure de 10 cm; ces diagrammes montrent que, compte tenu des activites specifiques que l'on peut obtenir dans la pratique, il faut des sources de l'ordre du kilocurie pour des epaisseurs plus importantes. Pour de telles sources, l'auto-absorption peut devenir un facteur important. Onanalysel'influence de l'auto-absorption, qui reduit l'efficacite de la source, et l'effet de filtration dans la source en determinant l'augmentation correspondante de l'epaisseur d'acier irradie et en calculant le coefficient reel d'absorption lineique en fonction des dimensions de la source et de l'epaisseur d'acier irradie. Meme lorsque les dimensions de la source sont relativement importantes, l'effet de filtration ne diminue pas le coefficient reel d'absorption lineique au point de faire disparaitre l'avantage de {sup 192}Ir sur {sup 60}Co quant a la qualite de la radiographie. L'auteur examine les possibilites d'amelioration grace a. une forme nouvelle des sources. Ces nouvelles sources donnent, dans le cas de faisceaux primaires etroits, des dimensions efficaces plus reduites et permettent de diminuer la distance source-film. Un autre avantage de {sup 192}Ir ressort nettement des diagrammes donnant le poids des appareils de radiographie avec {sup 192}Ir et {sup 60}Co, compte tenu de l'intensite de la source dans chaque cas pour obtenir un meme temps d'exposition. L'auteur discute les desavantages de {sup 192}Ir sur le plan economique, du fait de sa courte periode; sur ce meme plan, il compare approximativement

  2. 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)

  3. Radioactive Waste Facilities at the Australian Atomic Energy Commission Research Establishment; Installations pour le Traitement des Dechets Radioactifs au Centre de Recherche de la Commission Australienne a l'Energie Atomique; 0423 0421 0422 0414 ; Dispositivos para Evacuacion de Desechos Radiactivos en el Centro de Investigaciones de la Australian Atomic Energy Commission

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Berglin, C. L.W.; Keher, L. H.; Miles, G. L.; Wilson, A. R.W. [Australian Atomic Energy Commission Research Establishment, Lucas Heights, Sydney, NSW (Australia)

    1960-07-01

    This paper describes the facilities,which are being provided for the collection, treatment and disposal of radioactive wastes at Lucas Heights in relation to the estimated arisings. Low-activity effluent is divided into three types: (a) Sewage; (b) Trades waste, arising from reactor cooling tower blow-down and engineering workshops and other inactive areas; and (c) Effluent arising from laboratories and other active areas. The effluent treatment plant for the latter type of effluent consists essentially of mixing and alkali dosing tanks, a sludge-blanket clarifier (using a calcium- iron-phosphate process) and holding tanks. Methods of concentrating the sludge and of secondary treatment are at present being investigated and are discussed. The discharge formula and the expected dilution obtained in the Woronora river are discussed, together with a dilution experiment carried out in the tidal waters. It is proposed to bury all low-activity solid waste after baling where appropriate and the choice and location of the disposal area is discussed. A facility for the storage and disposal of highly active solid waste is discussed. It is proposed to evaporate and store the medium- and high-activity liquid waste. Details are given of the capital and operating costs of the Effluent Treatment Plant and other waste handling facilities. (author) [French] Le memoire decrit les installations que le Centre de Lucas Heights cree a l'heure actuelle, eu egard au developpement envisage'en matiere de rassemblement, de traitement et d'elimination des dechets radioactifs. Les' effluents de faible activite se divisent en trois categories: a) Eaux d'egout; b) Dechets industriels provenant de la tour de refroidissement du reacteur, des ateliers et d'autres zones non-actives; c) Effluents provenant des laboratoires et d'autres zones actives. L'usine affectee au traitement du dernier type d'effluents se compose essentiellement de malaxeurs, de bacs de dosage d'alcalis, d'un clarificateur d

  4. 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

  5. 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)

  6. Oxidation films morphology; Sur la morphologie des pellicules d'oxydation

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1960-07-01

    After studying the oxidation of several pure polyvalent metals (Fe, Cu, Mn, Ni, U) and of their oxides at high temperature and atmospheric pressure, the author suggests how to modify the usual representation of the oxide film (a piling of different oxide layers, homogeneous on a micrographic scale with a equi-axial crystallisation, free of mechanical tensions, with flat boundary surfaces) to have it nearer to reality. In this first part, the author exposes the study of the real micrographic structure of the oxidation film and gives examples of precipitation in the oxides during the cooling of the oxidised sample. (author) [French] En se basant sur les etudes qu'il a faites sur l'oxydation aux temperatures elevees et a la pression atmospherique de quelques metaux purs a valences multiples (Fe, Cu, Mn, Ni, U), et de leurs oxydes, l'auteur suggere comment le schema qui representerait la pellicule comme etant une superposition de diverses couches d'oxydes, homogenes micrographiquement, a cristallisations equiaxes, depourvues de tensions mecaniques et separees par des interfaces plans, doit etre modifie pour s'ajuster a la realite. Dans cette premiere partie, l'auteur etudie la structure micrographique reelle des pellicules d'oxydation et donne des exemples de precipitation dans les oxydes au cours du refroidissement des echantillons oxydes. (auteur)

  7. Oxidation films morphology; Sur la morphologie des pellicules d'oxydation

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1960-07-01

    After studying the oxidation of several pure polyvalent metals (Fe, Cu, Mn, Ni, U) and of their oxides at high temperature and atmospheric pressure, the author suggests how to modify the usual representation of the oxide film (a piling of different oxide layers, homogeneous on a micrographic scale with a equi-axial crystallisation, free of mechanical tensions, with flat boundary surfaces) to have it nearer to reality. In this first part, the author exposes the study of the real micrographic structure of the oxidation film and gives examples of precipitation in the oxides during the cooling of the oxidised sample. (author) [French] En se basant sur les etudes qu'il a faites sur l'oxydation aux temperatures elevees et a la pression atmospherique de quelques metaux purs a valences multiples (Fe, Cu, Mn, Ni, U), et de leurs oxydes, l'auteur suggere comment le schema qui representerait la pellicule comme etant une superposition de diverses couches d'oxydes, homogenes micrographiquement, a cristallisations equiaxes, depourvues de tensions mecaniques et separees par des interfaces plans, doit etre modifie pour s'ajuster a la realite. Dans cette premiere partie, l'auteur etudie la structure micrographique reelle des pellicules d'oxydation et donne des exemples de precipitation dans les oxydes au cours du refroidissement des echantillons oxydes. (auteur)

  8. 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

  9. Very high temperature measurements: Applications to nuclear reactor safety tests; Mesures des tres hautes temperatures: Applications a des essais de surete des reacteurs nucleaires

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Parga, Clemente-Jose

    2013-09-27

    This PhD dissertation focuses on the improvement of very high temperature thermometry (1100 deg. C to 2480 deg. C), with special emphasis on the application to the field of nuclear reactor safety and severe accident research. Two main projects were undertaken to achieve this objective: - The development, testing and transposition of high-temperature fixed point (HTFP) metal-carbon eutectic cells, from metrology laboratory precision (±0.001 deg. C) to applied research with a reasonable degradation of uncertainties (±3-5 deg. C). - The corrosion study and metallurgical characterization of Type-C thermocouple (service temp. 2300 deg. C) prospective sheath material was undertaken to extend the survivability of TCs used for molten metallic/oxide corium thermometry (below 2000 deg. C)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1967-07-01

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

  12. 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)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-01-15

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

  14. 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)

  15. 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)

  16. Burn up physics; Physique des combustibles irradies

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

  17. Compression-absorption (resorption) refrigerating machinery. Modeling of reactors; Machine frigorifique a compression-absorption (resorption). Modelisation des reacteurs

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Lottin, O; Feidt, M; Benelmir, R [LEMTA-UHP Nancy-1, 54 - Vandoeuvre-les-Nancy (France)

    1998-12-31

    This paper is a series of transparencies presenting a comparative study of the thermal performances of different types of refrigerating machineries: di-thermal with vapor compression, tri-thermal with moto-compressor, with ejector, with free piston, adsorption-type, resorption-type, absorption-type, compression-absorption-type. A prototype of ammonia-water compression-absorption heat pump is presented and modeled. (J.S.)

  18. Compression-absorption (resorption) refrigerating machinery. Modeling of reactors; Machine frigorifique a compression-absorption (resorption). Modelisation des reacteurs

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Lottin, O.; Feidt, M.; Benelmir, R. [LEMTA-UHP Nancy-1, 54 - Vandoeuvre-les-Nancy (France)

    1997-12-31

    This paper is a series of transparencies presenting a comparative study of the thermal performances of different types of refrigerating machineries: di-thermal with vapor compression, tri-thermal with moto-compressor, with ejector, with free piston, adsorption-type, resorption-type, absorption-type, compression-absorption-type. A prototype of ammonia-water compression-absorption heat pump is presented and modeled. (J.S.)

  19. Modelling of heterogenous neutron leakages in a nuclear reactor; Modelisation des fuites heterogenes de neutrons dans un reacteur nucleaire

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Wohleber, X

    1997-11-17

    The TIBERE Model is a neutron leakage method based on B{sub 1} heterogeneous transport equation resolution. In this work, we have studied the influence of the reflection mode at the boundary of the assembly. In particular the White boundary condition has been implemented in the APOLLO2 neutron transport code. We have compared the two TIBERE kinds of boundary conditions (specular and white) with the classical B{sub 1} homogeneous leakage method in the modelling of some reactors. We have remarked the better capability of the TIBERE Model to compute voided assemblies. The white boundary condition is also able to compute a completely voided assembly and, besides, wins a factor 10 in CPU time in comparison with the specular boundary condition. These two heterogenous leakage formalisms have been tested on a partially voided experiment and have shown that the TIBERE Model can compute this kind of situation with a greater precision than the classical B{sub 1} homogeneous leakage method, and with a shorter computational time. (author)

  20. New competition in the world market of nuclear reactors; La nouvelle concurrence sur le marche mondial des reacteurs nucleaires

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Finon, D. [Centre National de la Recherche Scientifique (CNRS), CIRED (EHESS et CNRS), 75 - Paris (France)

    2005-06-01

    As nuclear orders are picking up a little, there are strengths competing against one another in the world industry of reactors, an industry that has been deeply affected for twenty years, by the smallness of the market and the reorganization of the electromechanical industry. Competition remains particularly difficult, even though, in terms of exports, national markets in industrialized countries such as the American market and European market are now open to foreign newcomers. One of the reasons of the difficulty is the increased commercial competition based on advanced reactor techniques untested due to strong faith in technology leading to forget the learning difficulties of older reactor types. On a narrow market, demanding and with very specific political interference, the reasoning is not like on an ordinary capital equipment market. Each builder tries to sell by relying on the assets it has in addition to the offered price and related services: industrial reputation and experience that play confusedly when untested advanced reactors are competing with one another, credit terms offered by the State and the government's influence on the market of emerging economies, the backing o the State's financial insurance in the event of risks taken in the sale of turnkey untested reactors. In the competition of the five manufacturers in the export market, American builders do not seem to have the best place, though even the leading position of Framatome ANP shows some limits. (author)

  1. Strategy for nuclear wastes incineration in hybrid reactors; Strategies pour l'incineration de dechets nucleaires dans des reacteurs hybrides

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Lelievre, F

    1998-12-11

    The transmutation of nuclear wastes in accelerator-driven nuclear reactorsoffers undeniable advantages. But before going into the detailed study of a particular project, we should (i) examine the possible applications of such systems and (ii) compare the different configurations, in order to guide technological decisions. We propose an approach, answering both concerns, based on the complete description of hybrid reactors. It is possible, with only the transmutation objective and a few technological constraints chosen a posteriori, to determine precisely the essential parameters of such reactors: number of reactors, beam current, size of the core, sub-criticality... The approach also clearly pinpoints the strategic decisions, for which the scientist or engineer is not competent. This global scheme is applied to three distinct nuclear cycles: incineration of solid fuel without recycling, incineration of liquid fuel without recycling and incineration of liquid fuel with on-line recycling; and for two spectra, either thermal or fast. We show that the radiotoxicity reduction with a solid fuel is significant only with a fast spectrum, but the incineration times range from 20 to 30 years. The liquid fuel is appropriate only with on-line recycling, at equilibrium. The gain on the radiotoxicity can be considerable and we describe a number of such systems. The potential of ADS for the transmutation of nuclear wastes is confirmed, but we should continue the description of specific systems obtained through this approach. (author)

  2. 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.)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1967-06-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Naudet, R.

    1963-05-15

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

  5. Influence of the anisotropy of expansion coefficients on the elastic properties of uranium of zirconium and of zinc; Influence de l'anisotropie des coefficients de dilatation sur les proprietes elastiques de l'uranium du zirconium et du zinc

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Calais, Daniel; Saada, Georges; Simenel, Nicole [Commissariat a l' energie atomique et aux energies alternatives - CEA (France)

    1959-07-01

    The anisotropy of the expansion coefficients of uranium, zirconium and zinc provoke internal tensions in the course of cooling these metals. These tensions are eliminated in the case of zinc by restoration to room temperature, but persist in uranium and zirconium and are responsible for the absence of an elastic limit in these two metals. Reprint of a paper published in Comptes rendus des seances de l'Academie des Sciences, t. 249, p. 1225-1227, sitting of 5 October 1959 [French] L'anisotropie des coefficients de dilatation de l'uranium, du zirconium et du zinc provoque au cours du refroidissement de ces metaux des tensions internes. Eliminees par restauration a la temperature ambiante dans le cas du zinc, ces tensions persistent pour l'uranium et le zirconium et sont responsable de l'absence de limite elastique dans ces deux metaux. Reproduction d'un article publie dans les Comptes rendus des seances de l'Academie des Sciences, t. 249, p. 1225-1227, seance du 5 octobre 1959.

  6. 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)

  7. Quantitative analysis of fission products by {gamma} spectrography; Analyse quantitative des produits de fission par spectrographie {gamma}

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Malet, G

    1962-07-01

    The activity of the fission products present in treated solutions of irradiated fuels is given as a function of the time of cooling and of the irradiation time. The variation of the ratio ({sup 144}Ce + {sup 144}Pr activity/{sup 137}Cs activity) as a function of these same parameters is also given. From these results a method is deduced giving the 'age' of the solution analyzed. By {gamma}-scintillation spectrography it was possible to estimate the following elements individually: {sup 141}Ce, {sup 144}Ce + {sup 144}Pr, {sup 103}Ru, {sup 106}Ru + {sup 106}Rh, {sup 137}Cs, {sup 95}Zr + {sup 95}Nb. Yield curves are given for the case of a single emitter. Of the various existing methods, that of the least squares was used for the quantitative analysis of the afore-mentioned fission products. The accuracy attained varies from 3 to 10%. (author) [French] L'activite des produits de fission presents dans les solutions de traitement de combustibles irradies est donnee en fonction du temps de refroidissement et du temps d'irradiation. On etudie de plus la variation du rapport Activite du {sup 144}Ce + {sup 144}Pr /Activite du {sup 137}Cs en fonction de ces memes parametres. De ces resultats, on deduit une methode donnant l'age de la solution analysee. La spectrographie {gamma} a scintillation a permis le dosage individuel des produits suivants: {sup 141}Ce, {sup 144}Ce + {sup 144}Pr, {sup 103}Ru, {sup 106}Ru + {sup 106}Rh, {sup 137}Cs, {sup 95}Zr + {sup 95}Nb. Des courbes de rendement sont donnees dans le cas d'un emetteur unique. Des differentes methodes existantes, la methode des moindres carres a ete employee pour l'analyse quantitative des produits de fission precites. La precision obtenue varie entre 3 et 10 pour cent. (auteur)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-10-15

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

  9. Civacuve analysis software for mis machine examination of pressurized water reactor vessels; Civacuve logiciel d'analyse des controles mis des cuves de reacteurs nucleaires

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Dubois, Ph.; Gagnor, A. [Intercontrole, 94 - Rungis (France)

    2001-07-01

    The product software CIVACUVE is used by INTERCONTROLE for the analysis of UT examinations, for detection, performed by the In-Service Inspection Machine (MIS) of the vessels of nuclear power plants. This software is based on an adaptation of an algorithm of SEGMENTATION (CEA CEREM), which is applied prior to any analysis. It is equipped with tools adapted to industrial use. It allows to: - perform image analysis thanks to advanced graphic tools (Zooms, True Bscan, 'contour' selection...), - backup of all data in a database (complete and transparent backup of all informations used and obtained during the different analysis operations), - connect PC to the Database (export of Reports and even of segmented points), - issue Examination Reports, Operating Condition Sheets, Sizing curves... - and last, perform a graphic and numerical comparison between different inspections of the same vessel. Used in Belgium and France on different kind of reactor vessels, CIVACUVE has allowed to show that the principle of SEGMENTATION can be adapted to detection exams. The use of CIVACUVE generates a important time gain as well as the betterment of quality in analysis. Wide data opening toward PC's allows a real flexibility with regard to client's requirements and preoccupations.

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

    Science.gov (United States)

    Faure, Bastien

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

  11. Contribution to the modelling of gas-solid reactions and reactors; Contribution a la modelisation des reactions et des reacteurs gaz-solide

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Patisson, F

    2005-09-15

    Gas-solid reactions control a great number of major industrial processes involving matter transformation. This dissertation aims at showing that mathematical modelling is a useful tool for both understanding phenomena and optimising processes. First, the physical processes associated with a gas-solid reaction are presented in detail for a single particle, together with the corresponding available kinetic grain models. A second part is devoted to the modelling of multiparticle reactors. Different approaches, notably for coupling grain models and reactor models, are illustrated through various case studies: coal pyrolysis in a rotary kiln, production of uranium tetrafluoride in a moving bed furnace, on-grate incineration of municipal solid wastes, thermogravimetric apparatus, nuclear fuel making, steel-making electric arc furnace. (author)

  12. Microstructure and embrittlement of VVER 440 reactor pressure vessel steels; Microstructure et fragilisation des aciers de cuve des reacteurs nucleaires VVER 440

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Hennion, A

    1999-03-15

    27 VVER 440 pressurised water reactors operate in former Soviet Union and in Eastern Europe. The pressure vessel, is made of Cr-Mo-V steel. It contains a circumferential arc weld in front of the nuclear core. This weld undergoes a high neutron flux and contains large amounts of copper and phosphorus, elements well known for their embrittlement potency under irradiation. The embrittlement kinetic of the steel is accelerated, reducing the lifetime of the reactor. In order to get informations on the microstructure and mechanical properties of these steels, base metals, HAZ, and weld metals have been characterized. The high amount of phosphorus in weld metals promotes the reverse temper embrittlement that occurs during post-weld heat treatment. The radiation damage structure has been identified by small angle neutron scattering, atomic probe, and transmission electron microscopy. Nanometer-sized clusters of solute atoms, rich in copper with almost the same characteristics as in western pressure vessels steels, and an evolution of the size distribution of vanadium carbides, which are present on dislocation structure, are observed. These defects disappear during post-irradiation tempering. As in western steels, the embrittlement is due to both hardening and reduction of interphase cohesion. The radiation damage specificity of VVER steels arises from their high amount of phosphorus and from their significant density of fine vanadium carbides. (author)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1952-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1959-07-01

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

  16. ANALYSE DES PERCEPTIONS LOCALES ET DES FACTEURS ...

    African Journals Online (AJOL)

    AISA

    1Faculté des Sciences Agronomiques (FSA), Université d'Abomey-Calavi (UAC), 01 BP 526 Cotonou Bénin. Email : cgbemavo@yahoo.fr. 2Institut National des Recherches Agricoles du Bénin, Centre de Recherches Agricoles d'Agonkanmey (CRA-A),. Laboratoire des Sciences du Sol, Eau et Environnement (LSSEE).

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-07-01

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

  19. Dimensioning of a two-phase loop for the study of the cooling of power electronics components; Dimensionnement d`une boucle diphasique pour l`etude du refroidissement des composants d`electronique de puissance

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Bricard, A [CEA Centre d` Etudes Nucleaires de Grenoble, 38 (France). STTGRETh

    1997-12-31

    After having chosen between different cooling solutions for a given power electronics component, the dimensioning of a two-phase forced convection loop is described. The power electronics component is a 12 x 12 mm silicon pellet which can dissipate up to 400 W/cm{sup 2} heat fluxes. In a first step, the minimum size of channels is determined according to fluid characteristics, pressure drop and critical fluxes. In a second step, the coupled dimensioning of both the evaporator and the condenser is determined for different values of pipes diameter and mass flow rates. (J.S.) 8 refs.

  20. Sub-recoil cooling up to nano-Kelvin. Direct measurement of spatial coherency length. New tests for Levy statistics; Refroidissement laser subrecul au nanokelvin. Mesure directe de la longueur de coherence spatiale. Nouveaux tests des statistiques de Levy

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Saubamea, B

    1998-12-15

    This thesis presents a new method to measure the temperature of ultracold atoms from the spatial autocorrelation function of the atomic wave-packets. We thus determine the temperature of metastable helium-4 atoms cooled by velocity selective dark resonance, a method known to cool the atoms below the temperature related to the emission or the absorption of a single photon by an atom at rest, namely the recoil temperature. This cooling mechanism prepares each atom in a coherent superposition of two wave-packets with opposite mean momenta, which are initially superimposed and then drift apart. By measuring the temporal decay of their overlap, we have access to the Fourier transform of the momentum distribution of the atoms. Using this method, we can measure temperatures as low as 5 nK, 800 times as small as the recoil temperature. Moreover we study in detail the exact shape of the momentum distribution and compare the experimental results with two different theoretical approaches: a quantum Monte Carlo simulation and an analytical model based on Levy statistics. We compare the calculated line shape with the one deduced from simulations, and each theoretical model with experimental data. A very good agreement is found with each approach. We thus demonstrate the validity of the statistical model of sub-recoil cooling and give the first experimental evidence of some of its characteristics: the absence of steady-state, the self-similarity and the non Lorentzian shape of the momentum distribution of the cooled atoms. All these aspects are related to the non ergodicity of sub-recoil cooling. (author)

  1. Dimensioning of a two-phase loop for the study of the cooling of power electronics components; Dimensionnement d`une boucle diphasique pour l`etude du refroidissement des composants d`electronique de puissance

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Bricard, A. [CEA Centre d`Etudes Nucleaires de Grenoble, 38 (France). STTGRETh

    1996-12-31

    After having chosen between different cooling solutions for a given power electronics component, the dimensioning of a two-phase forced convection loop is described. The power electronics component is a 12 x 12 mm silicon pellet which can dissipate up to 400 W/cm{sup 2} heat fluxes. In a first step, the minimum size of channels is determined according to fluid characteristics, pressure drop and critical fluxes. In a second step, the coupled dimensioning of both the evaporator and the condenser is determined for different values of pipes diameter and mass flow rates. (J.S.) 8 refs.

  2. 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)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1955-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-07-01

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

  7. 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

  8. Modelisation des effets physico-techniques pour la conception des ...

    African Journals Online (AJOL)

    automatisation dans les installations industrielles a besoin d'une régulation automatique des commandes des processus technologiques pour lesquelles certaines contraintes sont à relever compte tenu des exigences des innovations scientifiques de ...

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1968-07-01

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

  10. 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

  11. variabilite des productions et des revenus des exploitations

    African Journals Online (AJOL)

    3Centre de coopération internationale en recherche agronomique pour le développement (CIRAD), UMR Innovation,. Montpellier, France. Doubangolo COULIBALY, Email kone_b@yahoo.fr. RESUME. La durabilité des systèmes de production à base de coton dans un contexte de variabilité des prix aux producteurs et de ...

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-03-15

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

  13. Etudes physiques des mélanges eau-cryoprotecteurs

    Science.gov (United States)

    Vassoille, R.; Perez, J.

    refroidissement est souvent invoquée. Ainsi, il est possible d'éviter les dommages liés à la cristallisation : contrainte mécanique due à l'augmentation de volume, effets de sel dus à l'existence d'un gradient de pression osmotique de part et d'autre de la membrane cellulaire. Les conditions d'obtention et de maintien de cet état vitreux lors des opérations de congélation peuvent être définies par des études physiques dont nous proposons une revue.

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1961-07-01

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

  15. A study of phase transformations processes in 0,5 to 4% mo uranium-molybdenum alloys; Etude des processus des transformations dans les alliages uranium-molybdene de teneur 0,5 a 4% en poids de molybdene

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1959-06-15

    Isothermal and continuous cooling transformations process have been established on uranium-molybdenum alloys containing 0,5 to 4 w% Mo. Transformations process of the {beta} and {gamma} solid solutions are described. These processes depend upon molybdenum concentration. Out of the {beta} solid solution phase appears an eutectoid decomposition of {beta} to ({alpha} + {gamma}) or the formation of a martensitic phase {alpha}''. The {gamma} solid solution shows a decomposition of {gamma} to ({alpha} + {gamma}) or ({alpha} + {gamma}'), or a formation of martensitic phases a' or a'{sub b}. The U-Mo equilibrium diagram is discussed, particularly in low concentrations zones. Limits between domains ({alpha} + {gamma}) and ({beta} + {gamma}), ({beta} + {gamma}) and {gamma}, ({beta} + {gamma}) and {beta}, have been determined. (author) [French] Les processus des transformations isothermes, et au cours de refroidissements continus ont ete etablis sur les alliages uranium-molybdene de 0,5 a 4 % en poids de Mo. Ceci a permis de mettre en evidence les processus des transformations de solutions solides {beta} et {gamma}, differents suivant la teneur en molybdene de l'alliage. Dans le premier cas il y a decomposition eutectoide de {beta} en ({alpha} + {gamma}) ou formations d'une phase martensitique {alpha}''. Dans le second cas il y a decomposition de {gamma} soit en ({alpha} + {gamma}) soit en ({alpha} + {gamma}') suivant la temperature, ou bien formation des phases martensitiques {alpha}' ou {alpha}'{sub b}. Le diagramme d'equilibre, uranium-molybdene est sujet a de nombreuses controverses, en particulier dans la zone des faibles concentrations. Les limites entre les domaines ({alpha} + {gamma}) et ({beta} + {gamma}), ({beta} + {gamma}) et {gamma}, ({beta} + {gamma}) et {beta}, ont ete determinees. (auteur)

  16. 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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Moussiere, S

    2006-12-15

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

  18. Graphite reactor physics; Physique des piles a graphite

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

  19. Fast neutron dosimetry in research reactors; Dosimetrie en neutrons rapides dans les reacteurs de recherche

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1960-07-01

    This work chiefly concerns the measurement of fast neutron fluxes by means of threshold detectors. It is shown first that the cross sections to use for measurements by threshold detectors depend largely on the neutron spectrum, that is the position in which the measurement is performed. The spectrum is determined by calculation for several positions in the piles EL2 and EL3; from this can be deduced the cross-sections to be used for the measurements carried out in these positions. In the last part of the report, possible methods for the experimental determination of the spectrum are indicated. (author) [French] On etudie principalement la mesure des flux de neutrons rapides a l'aide de detecteurs a seuil. On montre d'abord que les sections efficaces a utiliser pour les mesures par detecteurs a seuil, dependent grandement du spectre des neutrons, c'est-a-dire de l'emplacement ou s'effectue la mesure. La determination du spectre est effectuee par le calcul pour plusieurs emplacements des piles EL2 et EL3; on en deduit les sections efficaces a utiliser pour les mesures effectuees a ces emplacements. Dans la derniere partie du rapport, on indique quelles methodes sont possibles pour la determination experimentale du spectre. (auteur)

  20. Civili, langue des Baloango

    DEFF Research Database (Denmark)

    Mavoungou, Paul Achille; Ndinga-Koumba-Binza, Hugues Steve

    , Congo, Angola, etc.) issus de la décolonisation. Il présente de façon succincte quelques phénomènes historiques, phonologiques, morphosyntaxiques, homonymiques et analogiques de la langue. Des faits sémantiques des emprunts linguistiques y sont également décrits dans le cadre des changements...

  1. Des racines et des ailes

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Stéphanie Vincent-Geslin

    2012-05-01

    Full Text Available Les mobilités pendulaires semblent être en augmentation en Europe depuis une dizaine d’années. Cette croissance du temps passé à se déplacer amène à remettre en question la conjecture de Zahavi et apparaît relativement inexplicable en regard du paradigme classique de l’acteur rationnel traditionnellement utilisé dans le champ des transports. Si, dans la littérature, les temps de déplacements sont principalement expliqués par le contexte résidentiel, la forme urbaine et le travail, ce cadre explicatif ne dit rien des processus de décision eux-mêmes qui amènent aux pendularités intensives.À partir d’une enquête qualitative menée auprès de pendulaires français, suisses et belges, cette contribution propose d’analyser les arbitrages et les éléments déterminants des processus de la grande pendularité. Les mobilités quotidiennes pendulaires apparaissent comme le résultat de compromis entre activité professionnelle, attachement résidentiel et choix de vie et prennent ainsi la forme de stratégies de conciliation entre vie privée et vie professionnelle. Ces mobilités spatiales permettent alors paradoxalement la préservation des ancrages résidentiels, sociaux et familiaux.Roots and wings. Long-distance commuting patterns, or how to conciliate professional and personal lifeLong-distance commuting patterns appear to be increasing in Europe over the last ten years. These raising mobility patterns lead to reappraise the Zahavi conjecture and appear largely inexplicable by the classical rational actor paradigm traditionally used in transportation research. In literature, commuting is mainly explained by residential contexts, urban forms and job. Nevertheless this theoretical frame says little about the decision-making processes themselves. Based on a qualitative survey conducted in three European countries - France, Belgium and Switzerland – among a population of high commuters, this paper proposes an analysis of

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-05-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

  4. Preparation of metallic uranium tubes; Elaboration des tubes d'uranium metallique

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

    'avantage de supprimer les cavites mais de conduire, a une microstructure plus grossiere. L'alliage mis en oeuvre pour les tubes 18 x 40 mm et 23 x 43 mm est l'U-Mo (1,1 pour cent). Les moules etant actuellement prechauffes en tete, la solidification du metal est tres lente dans cette zone, produisant un grain {gamma} important, alors qu'en pied le refroidissement etant plus rapide le grain {gamma} est de petite dimension. La structure {gamma} depend essentiellement de la vitesse de solidification et du temps de maintien dans ce domaine. Pour obtenir un grain {gamma} fin et homogene sur toute la longueur du tube, on effectue un traitement de refroidissement controle. Il consiste a chauffer les tubes d'uranium en phase {gamma}, puis a les refroidir a une vitesse comprise entre 20 et 50 deg C/mn jusqu'a 400 deg C. Les elements annulaires 77 x 95 mm et 54 x 70 mm sont fabriques actuellement a titre d'etude. Leur elaboration est semblable a celle des elements 18 x 40 mm et 23 x 43 mm. Les tubes 77 x 95 mm sont pour l'instant en alliage U-Cr (0,1 pour cent); etant donne leurs dimensions, on etudie leur elaboration dans des fours de diametre 600 mm. (auteurs)

  5. Preparation of metallic uranium tubes; Elaboration des tubes d'uranium metallique

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

    mais de conduire, a une microstructure plus grossiere. L'alliage mis en oeuvre pour les tubes 18 x 40 mm et 23 x 43 mm est l'U-Mo (1,1 pour cent). Les moules etant actuellement prechauffes en tete, la solidification du metal est tres lente dans cette zone, produisant un grain {gamma} important, alors qu'en pied le refroidissement etant plus rapide le grain {gamma} est de petite dimension. La structure {gamma} depend essentiellement de la vitesse de solidification et du temps de maintien dans ce domaine. Pour obtenir un grain {gamma} fin et homogene sur toute la longueur du tube, on effectue un traitement de refroidissement controle. Il consiste a chauffer les tubes d'uranium en phase {gamma}, puis a les refroidir a une vitesse comprise entre 20 et 50 deg C/mn jusqu'a 400 deg C. Les elements annulaires 77 x 95 mm et 54 x 70 mm sont fabriques actuellement a titre d'etude. Leur elaboration est semblable a celle des elements 18 x 40 mm et 23 x 43 mm. Les tubes 77 x 95 mm sont pour l'instant en alliage U-Cr (0,1 pour cent); etant donne leurs dimensions, on etudie leur elaboration dans des fours de diametre 600 mm. (auteurs)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1962-03-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1958-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1960-07-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1967-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1967-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1967-07-01

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

  12. Recent progress in the determination of gases in metals by emission spectrography (1963); Progres recents dans la determination des gaz dans les metaux par spectrographie d'emission (1963)

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-07-01

    The Fassel method for analysis of bases in metals was used. By employing a smaller, completely cooled chamber greater sensitivity and lover blank values were obtained. A straight calibration curve, independent of the sample nature was established for oxygen using graphite pellets containing known amounts of ZnO and SnO{sub 2}. The calibration curve for hydrogen was obtained from previously analysed Zircaloy samples. In bath cases a lower limit of sensitivity of 15 {mu}g was attained. (authors) [French] On a utilise la methode Fassel pour l'analyse des metalloides dans les metaux. En employant une chambre de volume reduit avec refroidissement des parois, ou a pu abaisser la limite de sensibilite et reduire le blanc a une valeur negligeable. Une courbe de dosage pour l'oxygene, lineaire jusqu'a environ 15 {mu}g et independante de la nature de l'echantillon, a ete obtenue a partir des melanges oxyde de zinc + graphite et oxyde d'etain + graphite. Une courbe de dosage pour l'hydrogene lineaire jusqu'a 15 {mu}g a ete obtenue en partant d'echantillons de Zircaloy a teneur connue en hydrogene. (auteurs)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

  14. Des Connaissances Aux Politiques

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

    Les synergies ont été mises en commun au fur et à mesure des progrès de la recherche. .... Recherche normative (sur le rôle et la performance des institutions .... Système national d'information sur la gestion environnementale connecté à 19 ...... Un fort contrôle centralisé sur l'élaboration des politiques nationales peut ...

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1957-11-15

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

  16. 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

  17. Évaluation des pratiques agricoles des légumes feuilles : le cas des ...

    African Journals Online (AJOL)

    SARAH

    30 sept. 2017 ... ... de Biochimie et Immunologie Appliquée, Centre de Recherche en Sciences Biologiques, Alimentaires et .... l'intoxication des agriculteurs et des consommateurs, ... source d'alimentation en eau et au pouvoir d'achat des.

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-07-01

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

  19. 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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

  1. Gestion des risques

    CERN Document Server

    Louisot, Jean-Paul

    2009-01-01

    Depuis le début du lie siècle, la gestion des risques connaît une véritable révolution culturelle. Jusqu'alors fonction technique, centrée autour de l'achat de couverture d'assurances, elle est devenue une discipline managériale et transversale : une valise d'instruments que chaque manager doit connaître et appliquer quels que soient son domaine de compétence et ses missions au sein de l'organisation. En effet, la gestion des risques est une culture qui doit être assimilée par chacun des acteurs. C'est précisément l'ambition des 101 questions rassemblées dans cet ouvrage : apporter à chaque manager d'entreprise, de collectivité, d'établissement de santé..., des réponses claires au " pourquoi " et au " comment " : Comment identifier les risques ? Comment analyser les risques ? Quels sont les objectifs de la gestion des risques ? Une carte des risques pour quoi faire ? Pourquoi faut-il financer les risques ? Les entreprises ont-elles des responsabilités pénales ? En quoi consiste la gestion...

  2. La gouvernance des risques naturels et la problematique des ...

    African Journals Online (AJOL)

    Depuis quelques années, la gouvernance des risques naturels dus aux inondations remet en cause les processus de mise en oeuvre des politiques urbaines et la qualité de la structure des aménagements dans les grandes villes du Golfe de Guinée. La perception de la gouvernance et l'application des politiques de ...

  3. Analyse of the potential of the high temperature reactor with respect to the use of fissile materials; Analyse des capacites des reacteurs a haute temperature sous l'aspect de l'utilisation des matieres fissiles

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Damian, F

    2001-07-01

    The high temperature reactors fuel is made of micro-particles dispersed in a graphite matrix. This configuration makes it possible to reach high burnup, higher than 700 GWj/t. Thanks to the decoupling between the thermal and the neutronic behaviors in the core many types of fuels can be used. These characteristics give to HTR reactor very good capacities to burn fissile materials. This work was done in the frame of the evaluation of HTR capacities to enhance the value of the plutonium stocks. These stocks are currently composed of the irradiated fuels discharged from classical PWR or the dismantling of the nuclear weapons and represent a significant energy potential. These studies concluded that high cycles length can be reached whatever the plutonium quality is (from 50 % to 94 % of fissile plutonium). In addition, it was demonstrated that the moderator temperature coefficient becomes locally positive for highly burn fuel while the core global moderator temperature coefficient remained negative in the operation range of the reactor. A significant share of this work was first devoted to the setting of a modeling of the fuel element but also of the reactor's core with the codes of system SAPHYR. The whole of modeling was validated by reference calculations. This work of code assessment is justified by a preliminary work that showed that the classical calculation scheme used for PWR could not be transposed directly to HTR core. (author)

  4. Microstructural characterization and model of hardening for the irradiated austenitic stainless steels of the internals of pressurized water reactors; Caracterisation microstructurale et modelisation du durcissement des aciers austenitiques irradies des structures internes des reacteurs a eau pressurisee

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Pokor, C

    2003-07-01

    The core internals of Pressurized Water Reactors (PWR) are composed of SA 304 stainless steel plates and CW 316 stainless steel bolts. These internals undergo a neutron flux at a temperature between 280 deg C and 380 deg C which modifies their mechanical properties. These modifications are due to the changes in the microstructure of these materials under irradiation which depend on flux, dose and irradiation temperature. We have studied, by Transmission Electron Microscopy, the microstructure of stainless steels SA 304, CW 316 and CW 316Ti irradiated in a mixed flux reactor (OSIRIS at 330 deg C between 0,8 dpa et 3,4 dpa) and in a fast breeder reactor at 330 deg C (BOR-60) up to doses of 40 dpa. Moreover, samples have been irradiated at 375 deg C in a fast breeder reactor (EBR-II) up to doses of 10 dpa. The microstructure of the irradiated stainless steels consists in faulted Frank dislocation loops in the [111] planes of austenitic, with a Burgers vector of [111]. It is possible to find some voids in the solution annealed samples irradiated at 375 deg C. The evolution of the dislocations loops and voids has been simulated with a 'cluster dynamic' model. The fit of the model parameters has allowed us to have a quantitative description of our experimental results. This description of the microstructure after irradiation was coupled together with a hardening model by Frank loops that has permitted us to make a quantitative description of the hardening of SA 304, CW 316 and CW 316Ti stainless steels after irradiation at a certain dose, flux and temperature. The irradiation doses studied grow up to 90 dpa, dose of the end of life of PWR internals. (author)

  5. Analyse of the potential of the high temperature reactor with respect to the use of fissile materials; Analyse des capacites des reacteurs a haute temperature sous l'aspect de l'utilisation des matieres fissiles

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Damian, F

    2001-07-01

    The high temperature reactors fuel is made of micro-particles dispersed in a graphite matrix. This configuration makes it possible to reach high burnup, higher than 700 GWj/t. Thanks to the decoupling between the thermal and the neutronic behaviors in the core many types of fuels can be used. These characteristics give to HTR reactor very good capacities to burn fissile materials. This work was done in the frame of the evaluation of HTR capacities to enhance the value of the plutonium stocks. These stocks are currently composed of the irradiated fuels discharged from classical PWR or the dismantling of the nuclear weapons and represent a significant energy potential. These studies concluded that high cycles length can be reached whatever the plutonium quality is (from 50 % to 94 % of fissile plutonium). In addition, it was demonstrated that the moderator temperature coefficient becomes locally positive for highly burn fuel while the core global moderator temperature coefficient remained negative in the operation range of the reactor. A significant share of this work was first devoted to the setting of a modeling of the fuel element but also of the reactor's core with the codes of system SAPHYR. The whole of modeling was validated by reference calculations. This work of code assessment is justified by a preliminary work that showed that the classical calculation scheme used for PWR could not be transposed directly to HTR core. (author)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1952-07-01

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

  7. Photonique des Morphos

    CERN Document Server

    Berthier, Serge

    2010-01-01

    La photonique est déjà présente dans notre vie quotidienne, et on attend maintenant que la manipulation des photons permette aussi le traitement logique des informations. Cependant, l’élément de base qui permet cette manipulation de la lumière, le cristal photonique, est d’une réalisation complexe et mal contrôlée. Dans la course à la maîtrise de la lumière, les structures photoniques naturelles ont beaucoup à nous apprendre. C’est ce que nous montre Serge Berthier qui étudie dans ce livre la structure des écailles des Morphos. Tenant compte de l’essor récent des approches biomimétiques, il présente de manière détaillée plus de dix-huit techniques expérimentales utilisées pour ses analyses, ainsi que les diverses approches théoriques développées pour la modélisation de structures multi-échelles complexes. Première étude quasi-exhaustive des structures fines d’un genre et des propriétés optiques ainsi que colorimétriques générées, ce livre fournit aux entomologiste...

  8. Droit des organisations internationales

    CERN Document Server

    Sorel, Jean-Marc; Ndior, Valère

    2013-01-01

    Cet ouvrage collectif offre aux enseignants et chercheurs en droit international, aux praticiens et aux étudiants, une analyse actualisée du droit des organisations internationales. Il dresse en cinq parties un tableau, illustré par des exemples variés, des problématiques que soulève le phénomène polymorphe d institutionnalisation de la société internationale. La première partie est consacrée au phénomène des « organisations internationales », sous l angle à la fois de l institutionnalisation progressive des relations internationales et de la difficulté à cerner une catégorie unifiée. La deuxième partie rend compte de la création, de la disparition et des mutations des organisations internationales, ici envisagées comme systèmes institutionnels et ordres juridiques dérivés. La troisième partie analyse l autonomie que l acquisition de la personnalité juridique et de privilèges et immunités, un organe administratif intégré, un personnel ou un budget propres confèrent aux organi...

  9. 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)

  10. Integrated evolution of the medium power CANDU{sup MD} reactors; Evolution integree des reacteurs CANDU{sup MD} de moyenne puissance

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Nuzzo, F. [AECL Accelerators, Kanata, ON (Canada)

    2002-07-01

    The aim of this document is the main improvements of the CANDU reactors in the economic, safety and performance domains. The presentation proposes also other applications as the hydrogen production, the freshening of water sea and the bituminous sands exploitation. (A.L.B.)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Mounier, C.

    1994-05-01

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

  12. Assessment of subcriticality during PWR-type reactor refueling; Evaluation de la sous-criticite lors des operations de chargement d'un reacteur nucleaire REP

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Verdier, A

    2005-04-15

    During the core loading period of a PWR, any fuel assembly misplacements may significantly reduce the existing criticality margin. The Dampierre 4-18 event showed the present monitoring based on the variations of the outside-core detector counting rate cannot detect such misplacements. In order to circumvent that, a more detailed analysis of the available signal was done. We particularly focused on the neutronic noise analysis methods such as MSM (modified source multiplication), MSA (amplified source multiplication), Rossi-{alpha} and Feynman-{alpha} methods. The experimental part of our work was dedicated to the application of those methods to a research reactor. Finally, our results showed that those methods cannot be used with the present PWR instrumentation. Various detector positions were then studied using Monte Carlo calculations capable of following the neutron origin. Our results showed that the present technology does not allow us to use any solution based on neutron detection for monitoring core loading. (author)

  13. Contributions to safety studies for new concepts of nuclear reactors; Contributions aux etudes de surete pour des filieres innovantes de reacteurs nucleaires

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Perdu, F

    2003-12-01

    The complete study of molten salt reactors, designed for a massive and durable nuclear energy production, must include neutronics, hydraulics and thermal effects. This coupled study, using the MCNP and Trio{sub U} codes, is undertaken in the case of the MSRE (molten salt reactor experiment) prototype. The obtained results fit very well the experiment. Their extrapolation suggests ways of improving the safety coefficients of power molten salt reactors. A second part is devoted to accelerator driven subcritical reactors, developed to incinerate radioactive waste.We propose a method to measure the prompt reactivity from the decay following a neutron pulse. It relies only on the distribution of times between generations, which is a characteristic of the reactor. This method is implemented on the results of the MUSE 4 experiment, and the obtained reactivity is accurate within 5%. (author)

  14. Measurement of neutrinos released in nuclear reactors through the Borexino experiment; Mesure des neutrinos de reacteurs nucleaires dans l'experience Borexino

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Dadoun, O

    2003-06-01

    The main goal of the Borexino experiment is to measure in real time the solar neutrino flux from the beryllium (Be{sup 7}) line at 862 keV. Beyond this pioneer low energy neutrino detection, Borexino will be able to measure solar neutrinos above the MeV, (B{sup 8} neutrinos and pep neutrinos), nuclear reactor neutrinos (with an average energy of 3 MeV) and the supernova neutrinos (their spectrum goes up to some ten MeV). In this work I mainly focus on the study of the nuclear reactors neutrinos. This field has recently been enriched by the results of the KamLAND experiment, which have greatly improved the determination of the neutrino oscillation parameters. In order to measure these events which are above the MeV, the Borexino collaboration entrusted the PCC group at College de France, with the tasks of developing a fast digit system running at 400 MHz: the FADC cards. The PCC group designed the FADC cards and completed them at the beginning of 2002. The first cards which were introduced in the main electronic acquisition unit allowed us to control their functioning and that of the acquisition software. FADC cards were also installed in the Borexino prototype, CTF. The data are analysed in order to determine a limit to the expected background noise of Borexino in measuring the nuclear reactor neutrinos. (author)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Valade, M

    2000-10-27

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

  16. Life time of nuclear power plants and new types of reactors; La duree de vie des centrales nucleaires et les nouveaux types de reacteurs

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    2003-05-01

    This report, realized by the Evaluation Parliamentary Office of scientific and technological choices, aims to answer simple but fundamental questions for the french electric power production. What are the phenomena which may limit the exploitation time of nuclear power plants? How can we fight against the aging, at which cost and with which safety? The first chapter presents the management of the nuclear power plants life time, an essential element of the park optimization but not a sufficient element. The second chapter details the EPR and the other reactors for 2015 as a bond between the today and tomorrow parks. The last chapter deals with the necessity of efforts in the research and development to succeed in 2035 and presents other reactors in project. (A.L.B.)

  17. Physicochemical state of the spent fuel leaving the reactors; Le combustible nucleaire et son etat physico-chimique a la sortie des reacteurs

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Dehaut, Ph

    2000-07-01

    This report focuses on the current knowledge, updated at the end of 1999, about the physicochemical state of the fuels leaving light water reactors, and particularly pressurized water reactors. Lessons are withdrawn from it making it possible to determine the points which require a necessary deepening of the data and coherence of interpretations. Lastly, evolution of the sailed fuel rod as well as the potential availability of gases and volatile fission products, during a secular storage or of a multi-millennium disposal, are the subject of an attempt at forecast. Accessible data in the scientific literature, or those acquired at the CEA, are particularly numerous. Their analysis and their synthesis are joined together to constitute a collection of references intended to the specialists in nuclear fuel and for all those which contribute to the reflexion on the storage or final disposal of the irradiated fuel. This memory is structured in ten chapters. The last chapter makes it possible to retain on some pages, the essential lessons of this study. Chapter I: Introduction; Chapter II: Characteristics of assemblies and fuels before irradiation; Chapter III: Transformations in reactor; Chapter IV: State of rods leaving the reactor; Chapter V: State of pellets; Chapter VI: Chemical and structural composition of the fuel; Chapter VII: Fuel fragmentation and density; Chapter VIII: Phenomena at the pellet periphery. Formation, characteristics and structure of the rim.Chemical interaction between pellet and cladding; Chapter IX: Location of fission gases and volatile fission products; Chapter X: Review, lessons and predictions. (authors)

  18. Strategy for nuclear wastes incineration in hybrid reactors; Strategies pour l'incineration de dechets nucleaires dans des reacteurs hybrides

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Lelievre, F

    1998-12-11

    The transmutation of nuclear wastes in accelerator-driven nuclear reactorsoffers undeniable advantages. But before going into the detailed study of a particular project, we should (i) examine the possible applications of such systems and (ii) compare the different configurations, in order to guide technological decisions. We propose an approach, answering both concerns, based on the complete description of hybrid reactors. It is possible, with only the transmutation objective and a few technological constraints chosen a posteriori, to determine precisely the essential parameters of such reactors: number of reactors, beam current, size of the core, sub-criticality... The approach also clearly pinpoints the strategic decisions, for which the scientist or engineer is not competent. This global scheme is applied to three distinct nuclear cycles: incineration of solid fuel without recycling, incineration of liquid fuel without recycling and incineration of liquid fuel with on-line recycling; and for two spectra, either thermal or fast. We show that the radiotoxicity reduction with a solid fuel is significant only with a fast spectrum, but the incineration times range from 20 to 30 years. The liquid fuel is appropriate only with on-line recycling, at equilibrium. The gain on the radiotoxicity can be considerable and we describe a number of such systems. The potential of ADS for the transmutation of nuclear wastes is confirmed, but we should continue the description of specific systems obtained through this approach. (author)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    2003-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Bouveret, F

    2001-07-01

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

  1. The development of fast reactors in France from March 1980 to March 1981; Le developpement des reacteurs a neutrons rapides en France de mars 1980 a mars 1981

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Vautrey, L. [Commissariat a l' Energie Atomique, CEN de Saclay, Gif-sur-Yvette (France)

    1981-05-15

    This paper describes general features concerning development in the field of fast reactors in France from March 1980 to March 1981. It concentrates mainly on: Rapsodie, Phenix NPP, prototype reactor Super Phenix 1, future fast reactor NPPs and current research and development programs in the field. The present situation is as follows. Rapsodie has restarted operation but at reduced power in July 1980 because of the problems in the primary circuit which have not yet been solved. Phenic operates in a very satisfactory manner. Construction of Super Phenix is continuing normally. Research activities are performed sometimes for the needs of Super Phenix and sometimes for the needs of future fast rector projects like Super Phenix 2. International cooperation is being continued.

  2. Research means to back the development of nuclear reactors; Les moyens de recherche en support a l'evolution des reacteurs nucleaires

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    NONE

    2005-07-01

    After 50 year long feedback experience on nuclear reactor operations it is legitimate to wonder whether experimental facilities used to support nuclear power programs are still necessary. The various participants of this conference said yes for mainly 4 reasons: -) to validate the extension of the service life of a reactor without putting at risk its high safety standard, -) to give the reactor more flexibility to cope with the power demand, -) to confront the results given by computerized simulations with experimental data, and -) to qualify the nuclear systems of tomorrow. (A.C.)

  3. Contribution to the optimization of the coupling of nuclear reactors to desalination processes; Contribution a l'optimisation du couplage des reacteurs nucleaires aux procedes de dessalement

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Dardour, S

    2007-04-15

    This work deals with modelling, simulation and optimization of the coupling between nuclear reactors (PWR, modular high temperature reactors) and desalination processes (multiple effect distillation, reverse osmosis). The reactors considered in this study are PWR (Pressurized Water Reactor) and GTMHR (Gas Turbine Modular Helium Reactor). The desalination processes retained are MED (Multi Effect Distillation) and SWRO (Sea Water Reverse Osmosis). A software tool: EXCELEES of thermodynamic modelling of coupled systems, based on the Engineering Algebraic Equation Solver has been developed. Models of energy conversion systems and of membrane desalination processes and distillation have been developed. Based on the first and second principles of thermodynamics, these models have allowed to determine the optimal running point of the coupled systems. The thermodynamic analysis has been completed by a first economic evaluation. Based on the use of the DEEP software of the IAEA, this evaluation has confirmed the interest to use these types of reactors for desalination. A modelling tool of thermal processes of desalination in dynamic condition has been developed too. This tool has been applied to the study of the dynamics of an existing plant and has given satisfying results. A first safety checking has been at last carried out. The transients able to jeopardize the integrated system have been identified. Several measures aiming at consolidate the safety have been proposed. (O.M.)

  4. Calculation scheme for boiling water reactors cores; Methode de calcul des coeurs de reacteurs a eau bouillante par le systeme saphyr

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Marsault, Ph [CEA Cadarache, Dept. d' Etudes des Reacteurs (DER/SERSI), 13 - Saint-Paul-lez-Durance (France); Nicolas, A; Lenain, R; Richebois, E; Royer, E; Caruge, D [CEA Saclay, Dept. de Mecanique et de Technologie (DMT/SERMA), 91 - Gif-sur-Yvette (France); Blaise, P [CEA Cadarache, Dept. d' Etudes des Reacteurs (DER/SPEX), 13 - Saint-Paul-lez-Durance (France); Gastaldi, B; Delpech, M [CEA Cadarache, Dept. d' Etudes des Reacteurs (DER/SPRC), 13 - Saint-Paul-lez-Durance (France)

    1999-07-01

    Boiling Water Reactors represent one third of the world's reactors. They are presently evolving towards greater simplification, allowing a reduction in the costs of operation, improved safety and a relative flexibility in their capacity to accommodate 100% MOX cores. The CEA, in a combined effort with its partners, the COGEMA and the EDF, would like to assess the interest of this reactor type, especially on this last point. A definition program and subsequent qualification of the calculation scheme have been undertaken. We are presenting here the specific features inherent in the calculation of these reactors, in comparison to PWRs, as well as the first results of the program. (authors)

  5. Integral validation of the effective beta parameter for the MOX reactors and incinerators; Validation integrale des estimations du parametre beta effectif pour les reacteurs Mox et incinerateurs

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Zammit-Averlant, V

    1998-11-19

    {beta}{sub eff}, which represents the effective delayed neutron fraction, is an important parameter for the reactor nominal working as well as for studies of its behaviour in accidental situation. In order to improve the safety of nuclear reactors, we propose here to validate its calculation by using the ERANOS code with ERALIB1 library and by taking into account all the fission process physics through the {nu} energy dependence. To validate the quality of this calculation formalism, we calculated uncertainties as precisely as possible. The experimental values of {beta}{sub eff}, as well their uncertainties, have also been re-evaluated for consistency, because these `experimental` values actually contain a calculated component. We therefore obtained an entirely coherent set of calculated and measured {beta}{sub eff}. The comparative study of the calculated and measured values pointed out that the JEF2.2 {nu}{sub d} are already sufficient because the (E-C)/C are inferior to 3 % in average and in their uncertainly bars. The experimental uncertainties, even if lightly superior to those previously edited, remain inferior to the uncertainties of the calculated values. This allowed us to fit {nu}{sub d} with {beta}{sub eff}. This adjustment has brought an additional improvement on the recommendations of the {nu}{sub d} average values, for the classical scheme (thermal energy, fast energy) and for the new scheme which explains the {nu}{sub d} energy dependence. {beta}{sub eff}, for MOX or UOX fuel assemblies in thermal or fast configurations, can therefore be obtained with an uncertainty due to the nuclear data of about 2.0 %. (author) 110 refs.

  6. Cronos 2: a neutronic simulation software for reactor core calculations; Cronos 2: un logiciel de simulation neutronique des coeurs de reacteurs

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Lautard, J J; Magnaud, C; Moreau, F; Baudron, A M [CEA Saclay, Dept. de Mecanique et de Technologie (DMT/SERMA), 91 - Gif-sur-Yvette (France)

    1999-07-01

    The CRONOS2 software is that part of the SAPHYR code system dedicated to neutronic core calculations. CRONOS2 is a powerful tool for reactor design, fuel management and safety studies. Its modular structure and great flexibility make CRONOS2 an unique simulation tool for research and development for a wide variety of reactor systems. CRONOS2 is a versatile tool that covers a large range of applications from very fast calculations used in training simulators to time and memory consuming reference calculations needed to understand complex physical phenomena. CRONOS2 has a procedure library named CPROC that allows the user to create its own application environment fitted to a specific industrial use. (authors)

  7. Production and validation of nuclear data for reactor and fuel cycle applications; Production et validation des donnees nucleaires pour les applications reacteurs et cycle du combustible

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Trakas, C [Framatome ANP GmbH NBTT, Erlangen (Germany); Verwaerde, D [Electricite de France EDF, 75 - Paris (France); Toubon, H [Cogema, 78 - Velizy Villacoublay (France); and others

    2002-07-01

    The aim of this technical meeting is the improvement of the existing nuclear data and the production of new data of interest for the upstream and downstream of the fuel cycle (enrichment, fabrication, management, storage, transport, reprocessing), for the industrial reactors, the research reactors and the new reactor concepts (criticality, dimensioning, exploitation), for the instrumentation systems (external and internal sensors), the radioprotection, the residual power, the structures (neutron bombardment effect on vessels, rods etc..), and for the activation of steel structures (Fr, Ni, Co). The expected result is the collection of more reliable and accurate data in a wider spectrum of energies and temperatures thanks to more precise computer codes and measurement techniques. This document brings together the communications presented at this meeting and dealing with: the process of production and validation of nuclear data; the measurement facilities and the big international programs; the users needs and the industrial priorities; the basic nuclear data (BND) needs at Cogema; the expression and evaluation of BND; the evaluation work: the efficient cross-sections; the processing of data and the creation of activation libraries; from the integral measurement to the qualification and the feedback on nuclear data. (J.S.)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Bouveret, F

    2001-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Valade, M

    2000-10-27

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

  10. Santé des adolescents et des jeunes au Burkina Faso : état des ...

    African Journals Online (AJOL)

    Il s'est agi d'une étude évaluative ayant utilisé une revue documentaire associée à une interview des acteurs clés et un atelier de validation et d'identification des interventions pertinentes pour un plan stratégique national. La situation de la santé des adolescents et des jeunes est caractérisée par des grossesses précoces ...

  11. Dental Encounter System (DES)

    Data.gov (United States)

    Department of Veterans Affairs — Dental Encounter System (DES) is an automated health care application designed to capture critical data about the operations of VA Dental Services. Information on...

  12. Diethylstilbestrol (DES) and Cancer

    Science.gov (United States)

    ... DES-exposed grandchildren have? Researchers are also studying possible health effects among women and men who are the children ... for unexposed men. In addition, researchers are studying possible health effects on the grandchildren of mothers who were exposed ...

  13. Table des illustrations

    OpenAIRE

    2016-01-01

    Tableaux Dates d’inauguration des grands hôtels japonais entre 1860 et 1945… 19 Histoire, tourisme et hôtellerie en Corée depuis les années 1870… 59-60 Dates d’inauguration des grands hôtels chinois depuis 1863… 84 Les hôtels de luxe et leurs capacités d’hébergement en Corée en 2000… 103 Les flux de personnes suscités par les hôtels « super luxe » de Séoul en 2000… 105 L’activité des grands hôtels à Séoul en 1999 (en wons)… 106 Propriété et gestion des grands hôtels à Séoul en 1999…. 110 La c...

  14. Direction des Publications

    African Journals Online (AJOL)

    Synthese

    potential and surface properties of their mixtures were investigated, in an ... suppose that the electrostatic repulsive interactions between the two anion ... concentration, et de la conformation des ..... proteins and polysaccharides in solutions,.

  15. La revolution des savants

    CERN Document Server

    Chavanne, A

    1989-01-01

    Premiere cassette : - 1666 : impact de la creation de l'Academie des Sciences par Colbert, trente ans apres le proces de Galile, et au moment des disparitions de Pascal, Descartes et Fermat. Elle dirigee par le hollandais Huyggens jusqu'a sa fuite de France au moment de la revocation de l'Edit de Nantes. - 1750 : l'Encyclopedie (ou "Dictionnaire raisonne des Sciences, des Arts et des Metiers") de Diderot et d'Alembert, soutenus par Malherbes, Buffon, Condorcet et Rousseau. - 1789 : Revolution francaise. - 8 aout 1793 : l'Assemblee, par une declaration de Marat, dissout l'Academie des Sciences. Celle-ci continue cependant ses travaux pour les poids et mesures jusqu'en 1795. - la Terreur : la condamnation a mort, pas au nom d'une "Revolution qui n'a pas besoin de savants" mais pour d'autres raisons, de trois grands hommes de science : Lavoisier, Bailly et Condorcet. - 1793-1794 : Au printemps 93, le Comite de Salut Publique s'inquiete du demi-million de soldats etrangers de toutes les pays frontaliers qui essai...

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-11-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1957-11-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1969-10-01

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

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

    African Journals Online (AJOL)

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

  20. 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

  1. La convergence des rôles respectifs des relationnistes et des journalistes influence-t-elle la perception qu'ils ont les uns des autres?

    DEFF Research Database (Denmark)

    Valentini, Chiara

    2017-01-01

    la convergence des rôles respectifs des praticiens des relations publiques et des journalistes a un effet favorable sur la perception qu’ils ont les uns des autres. L’effet est plus marqué chez les praticiens des relations publiques, car leur vision de la profession en journalisme correspond à celle...

  2. Promouvoir l'entrepreneuriat inclusif des jeunes et des femmes ...

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

    Le projet vise à analyser la contribution réelle et potentielle de l'entrepreneuriat inclusif au bien-être des jeunes et des femmes en Côte d'Ivoire, au Burkina Faso et au Kenya. Après un état des lieux de la pratique de l'entrepreneuriat inclusif dans chacun des pays ciblés, l'équipe de recherche étudiera son incidence sur ...

  3. Effects of hydrogen on the tensile strength characteristics of stainless steels; Effets de l'hydrogene sur les caracteristiques de rupture par traction d'aciers inoxydables

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Blanchard, R; Pelissier, J; Pluchery, M [Commissariat a l' Energie Atomique, Grenoble (France).Centre d' Etudes Nucleaires; Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France).Centre d' Etudes Nucleaires

    1961-07-01

    This paper deals with the effects of hydrogen on stainless steel, that might possibly be used as a canning material in hydrogen-cooled reactors. Apparent ultimate-tensile strength is only 80 per cent of initial value for hydrogen content about 50 cc NTP/ 100 g, and reduction in area decreases from 80 to 55 per cent. A special two-stage replica technique has been developed which allows fracture surface of small tensile specimens (about 0.1 mm diam.) to be examined in an electron microscope. All the specimens showed evidence of ductile character throughout the range of hydrogen contents investigated, but the aspect of the fracture surfaces gradually changes with increasing amounts. (author) [French] On etudie les effets de l'hydrogene sur des aciers inoxydables, qui sont des materiaux de gainage possibles pour des reacteurs utilisant l'hydrogene comme gaz de refroidissement. On montre que la charge apparente de rupture a la traction n'est plus que 80 pour cent de sa valeur initiale lorsque la teneur en hydrogene atteint 50 cc TPN/ 100 g, et que la striction passe dans ces conditions de 80 a 55 pour cent. L'examen microfractographique qui a ete effectue avec succes par une technique de double replique malgre la petitesse des echantillons (0,3 mm de diametre environ), revele que tout en gardant un caractere ductile, l'aspect des surfaces de rupture evolue notablement avec la teneur en hydrogene. (auteur)

  4. La fabrique des sciences des institutions aux pratiques

    CERN Document Server

    Benninghoff, Martin; Crettaz von Roten, Fabienne; Merz, Martina

    2006-01-01

    Aujourd'hui, les façons de produire, d'organiser, d'évaluer et d'utiliser les savoirs sont en profond débat. De plus en plus, l'Etat, la société civile et l'économie tentent d'influencer les activités des universités et des laboratoires de recherche. Ces développements mettent à l'épreuve tout à la fois les fondements des systèmes d'enseignement supérieur et de recherche, l'autonomie des institutions scientifiques, la définition des frontières des savoirs et l'acceptation des sciences. Dans des contextes suisses et européens, cet ouvrage s'intéresse aux manières dont les sciences et les technologies sont fabriquées, en analysant leurs institutions et les pratiques. A partir d'une approche relationnelle, les sciences et les technologies sont conçues comme des phénomènes profondément sociaux, culturels et politiques. Une telle démarche déstabilise les visions parfois idéalisées et stéréotypées de la construction des savoirs. Des études de cas détaillées décrivent des phénomè...

  5. Effets des extraits vegetaux sur la dynamique de populations des ...

    African Journals Online (AJOL)

    La présente étude se propose de trouver une alternative de l'utilisation des pesticides chimiques en testant l'effet insecticide des extraits aqueux des feuilles de Hyptis suaveolens, graines de Ricinus communis et de Azadirachta indica contre les ravageurs du niébé en conditions de champ en utilisant le cyperméthrine ...

  6. Charte du Conseil des Gouverneurs

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

    Office 2004 Test Drive User

    7. favoriser des communications ouvertes et franches entre le personnel, la direction ..... de dresser le procès-verbal des réunions du Conseil et de ses comités et de veiller à ce ... et des résultats qu'il obtient, et non de sa gestion quotidienne.

  7. Synthesis and study of the mechanisms of action of biodegradable additives for corrosion and scale inhibition in industrial cooling water systems; Mise au point et etude des mecanismes d'action d'additifs biodegradables pour l'inhibition du pouvoir entartrant et corrosif des eaux de refroidissement industrielles

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Estievenart, C.

    2003-11-01

    Industrial cooling water systems undergo more and more environmental constraints. The recycling of water increases the risks of scale deposition and corrosion. The use of chemical additives to inhibit these phenomena is necessary. Poly-aspartates are proposed as green multi-functional inhibitors. Polymers of different characteristics have been synthesized by different ways. Their efficiency towards scale deposition and corrosion is determined by electrochemical techniques in different test conditions (composition of the test water, temperature, flow rate, concentration of additive...). Their biodegradability is also evaluated. These poly-aspartates inhibit both nucleation and growth of calcium carbonate crystals, but also corrosion. Their efficiency depends on the characteristics of the polymers and their way of synthesis. The morphology of scale and corrosion deposits is modified in the presence of poly-aspartate. The mechanism of action of poly-aspartates combines adsorption, dispersion, complexation with both iron and calcium ions and insertion in the crystal lattice. (author)

  8. Synthesis and study of the mechanisms of action of biodegradable additives for corrosion and scale inhibition in industrial cooling water systems; Mise au point et etude des mecanismes d'action d'additifs biodegradables pour l'inhibition du pouvoir entartrant et corrosif des eaux de refroidissement industrielles

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Estievenart, C

    2003-11-01

    Industrial cooling water systems undergo more and more environmental constraints. The recycling of water increases the risks of scale deposition and corrosion. The use of chemical additives to inhibit these phenomena is necessary. Poly-aspartates are proposed as green multi-functional inhibitors. Polymers of different characteristics have been synthesized by different ways. Their efficiency towards scale deposition and corrosion is determined by electrochemical techniques in different test conditions (composition of the test water, temperature, flow rate, concentration of additive...). Their biodegradability is also evaluated. These poly-aspartates inhibit both nucleation and growth of calcium carbonate crystals, but also corrosion. Their efficiency depends on the characteristics of the polymers and their way of synthesis. The morphology of scale and corrosion deposits is modified in the presence of poly-aspartate. The mechanism of action of poly-aspartates combines adsorption, dispersion, complexation with both iron and calcium ions and insertion in the crystal lattice. (author)

  9. Contribution to the study of the thermal and hydrodynamical properties of a two-phase natural circulation flow of normal helium (He I) for the cooling of superconducting magnets; Contribution a l'etude des proprietes thermiques et hydrodynamiques d'un ecoulement d'helium normal (He I) diphasique en circulation naturelle pour le refroidissement des aimants supraconducteurs

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Benkheira, L

    2007-06-15

    The method of cooling based on the thermosyphon principle is of great interest because of its simplicity, its passivity and its low cost. It is adopted to cool down to 4,5 K the superconducting magnet of the CMS particles detector of the Large Hadron Collider (LHC) experiment under construction at CERN, Geneva. This work studies heat and mass transfer characteristics of two phase He I in a natural circulation loop. The experimental set-up consists of a thermosyphon single branch loop mainly composed of a phase separator, a downward tube, and a test section. The experiments were conducted with varying several parameters such as the diameter of the test section (10 mm or 14 mm) and the applied heat flux up to the appearance of the boiling crisis. These experiments have permitted to determine the laws of evolution of the various parameters characterizing the flow (circulation mass flow rate, vapour mass flow rate, vapour quality, friction coefficient, two phase heat transfer coefficient and the critical heat flux) as a function of the applied heat flux. On the base of the obtained results, we discuss the validity of the various existing models in the literature. We show that the homogeneous model is the best model to predict the hydrodynamical properties of this type of flow in the vapour quality range 0{<=}x{<=}30%. Moreover, we propose two models for the prediction of the two phase heat transfer coefficient and the density of the critical heat flux. The first one considers that the effects of the forced convection and nucleate boiling act simultaneously and contribute to heat transfer. The second one correlates the measured critical heat flux density with the ratio altitude to diameter. (author)

  10. Le statut vitaminique des individus et des populations…

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Icart Jean-Claude

    2000-05-01

    Full Text Available Comme le souligne un récent rapport du Haut comité de santé publique, le statut vitaminique des individus et des populations demeure une question d’actualité. Si les études ne révèlent plus de signes évocateurs de carence, au plus des problèmes de déficiences pour certains groupes à risque, des interrogations, demeurent malgré le contexte d’abondance, concernant la couverture des besoins, laquelle pourrait s’avérer inférieure aux valeurs considérées comme satisfaisantes.

  11. Les lueurs des sables

    CERN Multimedia

    Les lueurs des sables

    2013-01-01

    Two CERN ladies are getting ready for the “Trophée Roses des Sables” rally adventure: Julie and Laetitia are finalizing the last details before setting off on Monday 7th October 2013. Julie from EN-MEF group and Laetitia from DGS-SEE group, met at the CERN Rugby club. This year, they are participating in the 100 % female rally which will take place in Morocco from 10 to 20 October. They will be carrying along 100 kg of humanitarian donation for children such as some clothes, books and medical material. Do not hesitate to show your support at their farewell party to be held on Monday 7 October, from 4 to 6 pm in front of the St Genis-Pouilly Mairie (city Hall). Follow their exciting adventure on the blog leslueursdessables.trophee-roses-des-sables.org and on their association’s Facebook page Les Lueurs des Sables.

  12. Liste des auteurs

    OpenAIRE

    2016-01-01

    Madeleine Akrich      Ecole des Mines – Centre de Sociologie de l’innovation – Paris Noël Barbe      Association comtoise des Arts et Traditions populaires – Besançon Lucien Bernot      Ecole des hautes études en sciences sociales (EHESS) – Paris Anni Borzeix      Centre national de la recherche scientifique (CNRS) –     Groupement d’intérêt public (GIP) « Mutations industrielles » – Paris François Boudarias      Laboratoire d’Anthropologie et de sociologie de Tours (LAST) Dominique Boullier ...

  13. Évaluation des pratiques agricoles des légumes feuilles : le cas des ...

    African Journals Online (AJOL)

    Face à ce constat, le défi de la recherche serait la détermination du niveau actuel de contamination des légumes feuilles et des eaux du barrage et celui de l'État serait l'initiation de programmes de sensibilisation des producteurs par rapport à une gestion plus rigoureuse des pesticides. Mots-clés : pratiques paysannes, ...

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1966-02-15

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

  15. Application des TIC à l'atténuation des effets des catastrophes dans ...

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

    L'Amérique centrale est souvent aux prises avec des inondations et des ... (SIG) et de traitement des images, afin de cartographier les dangers et de modéliser les ... de l'Institut d'étude du développement international de l'Université McGill.

  16. Contribution to the study of defect quenching in gold; Contribution a l'etude de la trempe des lacunes dans l'or

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Hillairet, J; Delaplace, J; Mairy, C; Adda, Y [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1964-07-01

    We have studied by resistivity measurements at low temperatures the influence of quenching conditions on the behaviour of defects in gold. We have quenched from a high temperature and in various liquids gold wires of 0.3 and 0.5 mm diameter having a purity of 99.999 per cent. For cooling rates of 25,000 deg C/second and above all the defects in equilibrium at high temperature are retained by quenching. The annealing of the defects thus obtained occurs in two stages, the first below 150 deg C and the second between 450 and 650 deg C. The mobility energy of the defects which are annealed during the first stage is 0.70 {+-} 0.06 eV, The annealing kinetics depend on the initial concentration of the defects and of the diameter of the sample. The second stage corresponds to disappearance of the stacking fault tetrahedra which are formed from defect packets during annealing. The formation energy of the defects measured on the 0. 5 mm samples is 0.94 eV. The values obtained with 0,3 mm diameter samples, much lower than 0.94 eV, can be explained by assuming that packets of defects occur at the end of the annealing of the samples. Electron microscope observations have been carried out on strips of annealed gold. (authors) [French] Nous avons etudie par des mesures de resistivite a basse temperature l'influence des conditions de trempe sur le comportement des lacunes dans l'or. Nous avons trempe dans differents liquides des fils d'or de 0,3 mm et 0,5 mm de diametre, de purete 99,999 pour cent, portes a haute temperature. Pour des vitesses de refroidissement superieures ou egales a 25000 deg C/seconde, on retient par trempe la totalite des lacunes en equilibre a haute temperature. Le recuit des lacunes ainsi retenues se fait en deux stades, le premier au-dessous de 150 deg C, le second entre 450 et 650 deg C. L'energie de mobilite des lacunes qui se recuisent au cours du premier stade est de 0,70 {+-} 0,06 eV. La cinetique du recuit depend de la concentration initiale en

  17. Rapsodie; Rapsodie

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

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

  19. REPRISE DES COURS - Yoga

    CERN Multimedia

    Club de Yoga

    2015-01-01

    REPRISE DES COURS – Venez nombreux ! Yoga, Sophrologie, Tai Chi La liste des cours pour le semestre allant du 1er septembre 2015 au 31 janvier 2016 est disponible sur notre site web : http://club-yoga.web.cern.ch Lieu Les cours ont lieu dans la salle des clubs, à l’entresol du restaurant No 2, Bât. 504 (dans la salle no 3 pour la Sophrologie). Prix des cours Le prix pour le semestre (environ 18 leçons) est fixé à 220 CHF plus 10 CHF d’adhésion annuelle au Club. Couple : 200 CHF par personne. 2 cours par semaine : 400 CHF. Inscriptions Les inscriptions aux cours seront prises directement auprès du professeur, lors de la 1ère séance. Avant de s’inscrire pour le semestre, il est possible d’essayer une séance gratuitement. Informations : http://club-yoga.web.cern.ch ----------------------------------------- cern.ch/club-yoga/

  20. Praxis des Klebens

    CERN Document Server

    Theuerkauff, Petra

    1989-01-01

    Bei diesem Buch handelt es sich um einen Leitfaden fur Klebepraktiker. Es werden die verschiedenen Einzelschritte beim kleben beschrieben, als auch die vorbereitenden Massnahmen und anschliessenden Prufverfahren auf Festigkeit behandelt. Das Buch sollte an keinem Arbeitsplatz fehlen, wo man sich mit Problemen der Fugetechnik des Klebens beschaftigt.

  1. Dimensions des stabulations 2018

    OpenAIRE

    Früh, Barbara; Maurer, Veronika; Schneider, Claudia; Schürmann, Stefan; Spengler Neff, Anet; Werne, Steffen

    2018-01-01

    Les «Dimensions des stabulations» contiennent toutes les dimensions pour les stabulations et les parcours pour la production animale en agriculture biologique. Cette liste sert d’instrument de planification pour les éleveurs, d’outil de travail pour la vulgarisation et d’ouvrage de référence pour le contrôle bio.

  2. Direction des Publications

    African Journals Online (AJOL)

    Synthese

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

  3. La physique des infinis

    CERN Document Server

    Bernardeau, Francis; Laplace, Sandrine; Spiro, Michel

    2013-01-01

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

  4. Injectabilite des coulis de ciment dans des milieux fissures

    Science.gov (United States)

    Mnif, Thameur

    Le travail presente ici est un bilan du travaux de recherche effectues sur l'injectabilite des coulis de ciment dans lu milieux fissures. Un certain nombre de coulis a base de ciment Portland et microfin ont ete selectionnes afin de caracteriser leur capacite a penetrer des milieux fissures. Une partie des essais a ete menee en laboratoire. L'etude rheologique des differents melanges a permis de tester l'influence de l'ajout de superplastifiant et/ou de fumee de silice sur la distribution granulometrique des coulis et par consequent sur leur capacite a injecter des colonnes de sable simulant un milieu fissure donne. La classe granulometrique d'un coulis, sa stabilite et sa fluidite sont apparus comme les trois facteurs principaux pour la reussite d'une injection. Un facteur de finesse a ete defini au cours de cette etude: base sur la classe granulometrique du ciment et sa stabilite, il peut entrer dans la formulation theorique du debit d'injection avant application sur chantier. La deuxieme et derniere partie de l'etude presente les resultats de deux projets de recherche sur l'injection realises sur chantier. L'injection de dalles de beton fissurees a permis le suivi de l'evolution des pressions avec la distance au point d'injection. L'injection de murs de maconnerie a caractere historique a montre l'importance de la definition de criteres de performance des coulis a utiliser pour traiter un milieu donne et pour un objectif donne. Plusieurs melanges peuvent ainsi etre predefinis et mis a disposition sur le chantier. La complementarite des ciments traditionnels et des ciments microfins devient alors un atout important. Le choix d'utilisation de ces melanges est fonction du terrain rencontre. En conclusion, cette recherche etablit une methodologie pour la selection des coulis a base de ciment et des pressions d'injection en fonction de l'ouverture des fissures ou joints de construction.

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1965-10-15

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

  6. Calculation programme for transient thermo-pneumatic flows; Programme de calcul pour les ecoulements transitoires thermopneumatiques

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

    With a view to determining the changes occurring in gas reactors after cooling accidents, a calculation programme is established for unidimensional gas flows with pressure drops, heat exchanges and in certain cases blowing, in a reticulated lattice. Any schematization can be taken into account by the use of a set of indices. This programme, of which the FORTRAN list is given, is applied to particular cases of sudden pressure drops in the circuits. The results obtained are in good agreement with those obtained both from the graphical method using the characteristics and from experimental recorded data. (author) [French] En vue de determiner les evolutions des reacteurs a gaz apres accident de refroidissement, on etablit un programme de calcul pour les ecoulements gazeux unidimensionnels avec pertes de charge, echanges thermiques et eventuellement soufflage, en reseau maille. Toute schematisation peut etre prise en compte grace a un jeu d'indices. Ce programme, dont la liste FORTRAN est presentee, est applique a des cas particuliers de degonflage brutal de circuits. Ses resultats sont en bon accord, d'une part avec ceux de la methode graphique des caracteristiques, d'autre part avec des enregistrements experimentaux. (auteur)

  7. Calculation programme for transient thermo-pneumatic flows; Programme de calcul pour les ecoulements transitoires thermopneumatiques

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-07-01

    With a view to determining the changes occurring in gas reactors after cooling accidents, a calculation programme is established for unidimensional gas flows with pressure drops, heat exchanges and in certain cases blowing, in a reticulated lattice. Any schematization can be taken into account by the use of a set of indices. This programme, of which the FORTRAN list is given, is applied to particular cases of sudden pressure drops in the circuits. The results obtained are in good agreement with those obtained both from the graphical method using the characteristics and from experimental recorded data. (author) [French] En vue de determiner les evolutions des reacteurs a gaz apres accident de refroidissement, on etablit un programme de calcul pour les ecoulements gazeux unidimensionnels avec pertes de charge, echanges thermiques et eventuellement soufflage, en reseau maille. Toute schematisation peut etre prise en compte grace a un jeu d'indices. Ce programme, dont la liste FORTRAN est presentee, est applique a des cas particuliers de degonflage brutal de circuits. Ses resultats sont en bon accord, d'une part avec ceux de la methode graphique des caracteristiques, d'autre part avec des enregistrements experimentaux. (auteur)

  8. Screening phytochimique et identification spectroscopique des ...

    African Journals Online (AJOL)

    Origin

    plante, effectuée pour la première fois, a révélé la présence des alcaloïdes, des flavonoïdes, des tanins catéchiques, des terpènes, des coumarines et des composés cyanogénétiques. Quant aux saponines et les quinones libres, ils sont présents chez les fleurs et absents chez les feuilles. La caractérisation des molécules.

  9. 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

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

    African Journals Online (AJOL)

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

  11. Contribution to the study of the reaction p + {sup 11}B = 3 {alpha} by the coincidence method; Contribution a l'etude de la reaction p + {sup 11}B = 3 {alpha} par la methode des coincidences

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Laugier, J Ph [Commissariat a l' Energie Atomique, Bruyeres-le-Chatel (France). Centre d' Etudes

    1969-07-01

    bore autoportees; refroidissement des detecteurs a semi-conducteur employes; enregistrement de 3 parametres pour definir chaque evenement = les energies des deux particules detectees et le temps qui separe les instants de detection de ces particules; enregistrement des informations: les informations sont d'une part inscrites sur bande magnetique, d'autre part traitees partiellement a l'aide d'un ordinateur CAE 510 en ligne avec l'experience. L'exploitation complete des donnees experimentales s'effectue en temps differe sur l'ordinateur CAE 510. (auteur)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Clausner, J P; Jorel, M

    1990-12-01

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

  13. Study of plutonium fire extinction in glove-boxes; Etude sur l'extinction des feux de plutonium en boites a gants

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Boisson, H; Chappellier, A; Debiar, A; Savornin, J [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

    1965-07-01

    The report concerns attempts to extinguish fire in uranium - chosen as a basis for comparison - and in plutonium, these being contained in glove boxes. The extinguishing powders TEC and MG 10 were tried and compared. The operator used in plastic bags. The metal was dealt with respectively in the form of billets, compact chips and finally thin shavings. In each case fire control was without difficulty. One must allow a certain time for cooling. The powder MG 10 showed very good results. Moreover, the trials proved that densely packed shavings are a very real security factor. The interior lay-out of the glove boxes ought, in order to facilitate further manipulations, be such as to render extinction as easy as possible should the need arise. (authors) [French] II s'agit d'un compte rendu d'essais d'extinction sur feux d'uranium - pris comme base de comparaison - et de plutonium, en boites a gants. Sont utilisees et comparees les poudres extinctrices TEC et MG 10. Elles sont employees par l'operateur en sachets de plastique. Le metal est pris successivement sous forme de billettes, de copeaux compactes, enfin de tournures fines. L'intervention est aisee dans tous les cas; il faut laisser un certain temps de refroidissement. La poudre MG 10 a donne de tres bons resultats, Les essais ont montre, de plus, que le compactage des copeaux est un facteur reel de securite. L'agencement interieur des boites a gants pour les manipulations a venir, devrait tenir compte de cette facilite d'extinction afin de la rendre la plus aisee possible en cas de besoin. (auteurs)

  14. Control of pile power by measurement of the activity of the cooling fluid. The particular case of EL3; Controle de la puissance d'une pile par la mesure de l'activite du fluide de refroidissement. Cas particulier de EL 3

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1959-07-01

    In a high flux pile the presence of local absorbers makes the power difficult to measure. In any case thermodynamic measurements are sometimes not very accurate. Another possible method could be the measurement of the cooling fluid activity. This has been tried on the heavy water circuit of EL3. In the first part of this report we give some qualitative indications of the various activities present in the heavy water in circulation. After this, the activity of the element chosen has been calculated. Finally, the results obtained from EL3 are given. (author) [French] Dans une pile a haut flux, la presence d'absorbeurs localises rend la mesure de la puissance difficile. Les mesures thermodynamiques sont par ailleurs parfois peu precises. Un autre moyen pourrait etre la mesure de l'activite du fluide de refroidissement. C'est ce qui a ete essaye sur le circuit eau lourde de EL3. Dans une premiere partie, nous donnons quelques indications qualitatives sur les diverses activites presentes dans l'eau lourde en circulation. Ensuite, nous avons fait le calcul de l'activite de l'element choisi. Enfin, nous avons mentionne les resultats qui ont ete obtenus EL3. (auteur)

  15. La gestion des résultats des entreprises innovantes

    OpenAIRE

    Dumas, Guillaume

    2014-01-01

    Cette thèse s’intéresse à la gestion des résultats dans le cadre des entreprises innovantes. Elle est constituée de trois articles. Dans le premier, il s’agit d’examiner si les résultats des entreprises innovantes sont gérés et si le stade de développement des innovations influence cette gestion des résultats. Il apparaît que les résultats des entreprises innovantes sont gérés à la hausse. Cette gestion ne semble intervenir qu’au cours de l’activité d’innovation (c’est-à-dire lorsque les entr...

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1964-06-15

    Material problems associated with the control- and safety-rod systems for graphite moderated, tube-type reactors can be divided into two categories: control materials and operating-channel liner materials. The control materials, such as boron or gadolinium, can be integral with the rod sheath, as in the boron stainless steel used for safety rods. Another approach is the enclosure of a boron-containing sintered compact, such as B{sub 4}C-graphite or B{sub 4}C-aluminium, in a metallic sheath. Rods of the latter type are adaptable for control purposes because of the increased percentages of boron that can be included. Test and fabrication experience indicate that a wide range of satisfactory rod designs is possible with any of these materials. The rod operating channels in the reactor often require liners to protect the surrounding graphite moderator from rod-insertion impact loads and wear and to help maintain channel alignment. Abrasion- and impact resistant, high-strength, low cross-section materials that will operate uncooled are required for these liners. Pyrolytic graphite, pyrolytic graphite composites, aluminium oxide and silicon carbide have been tested for such applications. Physical and irradiation damage data indicate that some of these materials are suitable for lining rod-operating channels. (author) [French] Les problemes de materiaux lies aux dispositifs de controle a barres de reglage et de securite pour les reacteurs tubulaires ralentis au graphite sont doubles et concernent les materiaux absorbants d'une part et les materiaux de garnissage des canaux d'autre part. Les materiaux absorbants tels que le bore ou le gadolinium peuvent former un tout avec le materiau de gainage comme dans le cas ou les barres de securite sont en acier inoxydable au bore. Une autre technique consiste a enfermer un melange presse et fritte contenant du bore, tel que B4C-graphite ou B4C-aluminium, dans une gaine metallique. Les barres de ce dernier type peuvent etre adaptees

  17. Des dispositions responsables à prendre pour la protection des ...

    African Journals Online (AJOL)

    En considérant l'effet néfaste des maladies, des parasites, du changement climatique et d'autres facteurs environnementaux (les OGM par exemple) sur la survie des abeilles, la baisse de leurs populations dans certaines parties du monde ne saurait être attribuée aux seules pesticides. En plus, l'impact de ces derniers sur ...

  18. Aspects des Onychomycoses chez des patients camerounais de ...

    African Journals Online (AJOL)

    ... biologiques et évolutifs des onychomycoses chez des patients camerounais. Méthode : Il s'agit d'une étude rétrospective et descriptive menée de mars 2011 à mars 2014 dans l'unité de dermatologie de l'hôpital général de Douala (HGD), incluant des patients chez lesquels le diagnostic d'onychomycose avait été posé.

  19. Usages des TIC et socialisation professionnelle des enseignants-chercheurs

    OpenAIRE

    Lavielle-Gutnik, Nathalie; Massou, Luc

    2013-01-01

    En prenant appui sur une nouvelle analyse des données recueillies dans l’enquête Tec-Meus (2008-2011, MSH Lorraine) sur la place accordée par des enseignants-chercheurs en sciences humaines et sociales aux technologies de l’information et de la communication (TIC) dans leur activité d’enseignement, nous souhaitons nous focaliser dans cet article sur la compréhension des processus de socialisation professionnelle en jeu dans leur usage déclaré des TIC. Par socialisation professionnelle, nous e...

  20. Modelling of the hydrogen effects on the morphogenesis of hydrogenated silicon nano-structures in a plasma reactor; Modelisation des effets de l'hydrogene sur la morphogenese des nanostructures de silicium hydrogene dans un reacteur plasma

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Brulin, Q

    2006-01-15

    This work pursues the goal of understanding mechanisms related to the morphogenesis of hydrogenated silicon nano-structures in a plasma reactor through modeling techniques. Current technologies are first reviewed with an aim to understand the purpose behind their development. Then follows a summary of the possible studies which are useful in this particular context. The various techniques which make it possible to simulate the trajectories of atoms by molecular dynamics are discussed. The quantum methods of calculation of the interaction potential between chemical species are then developed, reaching the conclusion that only semi-empirical quantum methods are sufficiently fast to be able to implement an algorithm of quantum molecular dynamics on a reasonable timescale. From the tools introduced, a reflection on the nature of molecular metastable energetic states is presented for the theoretical case of the self-organized growth of a linear chain of atoms. This model - which consists of propagating the growth of a chain by the successive addition of the atom which least increases the electronic energy of the chain - shows that the Fermi level is a parameter essential to self organization during growth. This model also shows that the structure formed is not necessarily a total minimum energy structure. From all these numerical tools, the molecular growth of clusters can be simulated by using parameters from magnetohydrodynamic calculation results of plasma reactor modeling (concentrations of the species, interval between chemical reactions, energy of impact of the reagents...). The formation of silicon-hydrogen clusters is thus simulated by the successive capture of silane molecules. The structures formed in simulation at the operating temperatures of the plasma reactor predict the formation of spherical clusters constituting an amorphous silicon core covered by hydrogen. These structures are thus not in a state of minimum energy, contrary to certain experimental results. However, these results were obtained without taking into account the presence of atomic hydrogen in the plasma. A thorough study of the effect of atomic hydrogen on the metastable structures produced in simulation is thus carried out. The study of the interaction of atomic hydrogen on the surface of the cluster gives the possibility of finding the proportion of mechanisms (Eley-Rideal hydrogen desorption, hot atom mechanism or absorption on the surface of the cluster) in agreement with experiments on recombination on silicon surfaces. The interaction of atomic hydrogen with the surface of the clusters also induces a modification of the internal organization of the silicon atoms. The organization of the internal silicon atoms of the clusters as a function of cluster size (magic number) makes it possible to understand why the experimental observations indicate the presence of crystalline structures. Finally this study leads to the prediction of a particularly stable structure which could be used as precursor for the growth of silicon nano-wires. (author)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Asou, M

    1995-05-12

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

  2. Material effects on multiphase phenomena in late phases of severe accidents of nuclear reactors; Effets des materiaux sur les phenomenes multiphasiques se produisant lors des phases avancees d'accident grave de reacteur nucleaire

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Seiler, J.M.; Froment, K

    2003-07-01

    This paper reviews and presents work carried out in the French Atomic Energy Commission (CEA) on the subject of nuclear severe accidents, i.e. those which are accompanied by melting of the nuclear core material. The emphasis is on the (crucial) thermodynamic and material behaviour of corium melts in the solidus-liquidus temperature interval, which is linked to the thermal hydraulic description. A global model approach is proposed. The work is presented in the context of the overall international effort in the area. (authors)

  3. Contribution of prototypic material tests on the Plinius platform to the study of nuclear reactor severe accident; Contribution des essais en materiaux prototypiques sur la plate-forme Plinius a l'etude des accidents graves de reacteurs nucleaires

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Journeau, Ch

    2008-01-15

    The PLINIUS experimental platform at CEA Cadarache is dedicated to the experimental study of nuclear reactor severe accidents thanks to experiments between 2000 and 3500 K with prototypic corium. Corium is the mixture that would be formed by an hypothetical core melting and its mixing with structural materials. Prototypical corium has the same chemical composition as the corium corresponding to a given accident scenario but has a different isotopic composition (use of depleted uranium,...). Research programs and test series have been performed to study corium thermophysical properties, fission product behaviour, corium spreading, solidification and interaction with concrete as well as its coolability. It was the frame of research training of many students and was realized within national, European and international collaborations. (author)

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Barale, M

    2006-12-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Bernard, D

    2002-07-01

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Bernard, D

    2002-07-01

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

  7. Modeling of delayed strains of concrete under biaxial loadings. Application to the reactor containment of nuclear power plants; Modelisation des deformations differees du beton sous sollicitations biaxiales. application aux enceintes de confinement de batiments reacteurs des centrales nucleaires

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Benboudjema, F

    2002-12-15

    The prediction of delayed strains is of crucial importance for durability and long-term serviceability of concrete structures (bridges, containment vessels of nuclear power plants, etc.). Indeed, creep and shrinkage cause cracking, losses of pre-stress and redistribution of stresses, and also, rarely, the ruin of the structure. The objective of this work is to develop numerical tools, able to predict the long-term behavior of concrete structures. Thus, a new hydro mechanical model is developed, including the description of drying, shrinkage, creep and cracking phenomena for concrete as a non-saturated porous medium. The modeling of drying shrinkage is based on an unified approach of creep and shrinkage. Basic and drying creep models are based on relevant chemo-physical mechanisms, which occur at different scales of the cement paste. The basic creep is explicitly related to the micro-diffusion of the adsorbed water between inter-hydrates and intra-hydrates and the capillary pores, and the sliding of the C-S-H gel at the nano-porosity level. The drying creep is induced by the micro-diffusion of the adsorbed water at different scales of the porosity, under the simultaneous effects of drying and mechanical loadings. Drying shrinkage is, therefore, assumed to result from the elastic and delayed response of the solid skeleton, submitted to both capillary and disjoining pressures. Furthermore, the cracking behavior of concrete is described by an orthotropic elastoplastic damage model. The coupling between all these phenomena is performed by using effective stresses which account for both external applied stresses and pore pressures. This model has been incorporated into a finite element code. The analysis of the long-term behavior is also performed on concrete specimens and prestressed concrete structures submitted to simultaneous drying and mechanical loadings. (author)

  8. Direction des Publications

    African Journals Online (AJOL)

    Synthese

    Unité de Recherche des Matériaux et des Energies Renouvelables (U.R.M.E.R). Université Abou –Baker Belkaid B.p : 119 Tlemcen 13000 Algerie. 2. Unité de Développement de la Technologie Du Silicium. UDTS, BP 399, Alger, Algérie. Accepté le : 08/06/2011. صخلم. داوﻣﻟا نﻣ ﻲﺗﻟا ﺔﺻﺎﺧو ،ﺔﻋﺎﻧﺻ يأ رﯾوطﺗ ﻲﻓ ﺎﯾﺳﯾﺋر ﻼﻣﺎﻋ ةرﯾﺧﻷا تاوﻧﺳﻟا ...

  9. Mykotische Infektionen des Penis

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Mayser P

    1999-01-01

    Full Text Available Die häufigste mykotische Infektion des Penis stellt die Balanitis/Balonoposthitis durch Candida albicans dar. Sie weist eine steigende Inzidenz auf und scheint vornehmlich durch Genitalverkehr übertragen zu werden. Penile Infektionen durch Dermatophyten sind sehr selten, obwohl die Tinea inguinalis zu den häufigeren Erkrankungen zählt. Eine Mitbeteiligung des Penis im Rahmen von Systemmykosen kennzeichnet zumeist ein schwer verlaufende Erkrankung. Ursächlich kann beim immunoinkompetenten Patienten nahezu jeder Erreger in Frage kommen. Biopsie sowie Gewebekultur aus den meist ulzerativen Veränderungen können die Diagnose sichern. Die meisten superfiziellen Infektionen sprechen zufriedenstellend auf eine topische antimykotische Behandlung an, insbesondere wenn Provokationsfaktoren und die Möglichkeit der sexuellen Transmission berücksichtigt werden. Ausgedehnte Infektionen durch Dermatophyten, Hefen und natürlich systemische Infektionen erfordern eine systemische antimykotische Therapie.

  10. Chimie des processus biologiques

    OpenAIRE

    Fontecave, Marc

    2014-01-01

    Cours : Chimie biologique radicalaire : de l’origine de l’ADN au métabolisme d’aujourd’hui Il est généralement admis que les radicaux libres, espèces chimiques très réactives, sont des poisons pour les systèmes vivants qui ont élaboré des mécanismes efficaces pour s’en protéger et s’en débarrasser lorsqu’ils viennent à se former, par accident. Par exemple ce qu’on appelle communément le stress oxydant est une situation caractérisée par une accumulation de radicaux issus de l’oxygène moléculai...

  11. La cogestion des Ressources naturelles

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

    L'eau, le sol, les nutriments, la lumière du soleil — ce sont des choses de la vie. .... habitent encore ces régions, soit de 9 % à 14 % de la population mondiale. ...... La guerre civile a fait vivre au Cambodge des années de chaos, d'anarchie et ...... et les allégeances politiques sont des facteurs qu'il est impossible d'ignorer.

  12. Des Ogle's old stump

    International Nuclear Information System (INIS)

    Jones, M.; Sutton, D.; Wallace, R.

    1998-01-01

    On 17 October 1997 Sylvia Bryan of RD4 Kaitaia wrote to 'Dear Somebody-Everybody' at the Anthropology Department, University of Auckland, urging further examination of an adzed stump found by Des Ogle during planting out of the Te Aupouri forest. The authors have since sought out relevant information and present it here for the interests of our readers. (author). 7 refs., 1 fig

  13. Grundlagen des Tissue Engineering

    Science.gov (United States)

    Mayer, Jörg; Blum, Janaki; Wintermantel, Erich

    Die Organtransplantation stellt eine verbreitete Therapie dar, um bei krankheitsoder unfallbedingter Schädigung eines Organs die Gesamtheit seiner Funktionen wieder herzustellen, indem es durch ein Spenderorgan ersetzt wird. Organtransplantationen werden für die Leber, die Niere, die Lunge, das Herz oder bei schweren grossflächigen Verbrennungen der Haut vorgenommen. Der grosse apparative, personelle und logistische Aufwand und die Risiken der Transplantationschirurgie (Abstossungsreaktionen) sowie die mangelnde Verfügbarkeit von immunologisch kompatiblen Spenderorganen führen jedoch dazu, dass der Bedarf an Organtransplantaten nur zu einem sehr geringen Teil gedeckt werden kann. Sind Spenderorgane nicht verfügbar, können in einzelnen Fällen lebenswichtige Teilfunktionen, wie beispielsweise die Filtrationsfunktion der Niere durch die Blutreinigung mittels Dialyse ersetzt oder, bei mangelnder Funktion der Bauchspeicheldrüse (Diabetes), durch die Verabreichung von Insulin ein normaler Zustand des Gesamtorganismus auch über Jahre hinweg erhalten werden. Bei der notwendigen lebenslangen Anwendung apparativer oder medikamentöser Therapie können für den Patienten jedoch häufig schwerwiegende, möglicherweise lebensverkürzende Nebenwirkungen entstehen. Daher werden in der Forschung Alternativen gesucht, um die Funktionen des ausgefallenen Organs durch die Implantation von Zellen oder in vitro gezüchteten Geweben möglichst umfassend wieder herzustellen. Dies erfordert biologisch aktive Implantate, welche die für den Stoffwechsel des Organs wichtigen Zellen enthalten und einen organtypischen Stoffwechsel entfalten.

  14. Dictionnaire des risques psychosociaux

    CERN Document Server

    Zawieja, Philippe

    2014-01-01

    Stress, suicide, harcèlement, épuisement professionnel, workaholism... Au-delà de la souffrance qu'elles désignent, ces notions souvent récentes constituent une approche inédite, et demandent à mieux être comprises, dans leur ensemble et isolément. C'est tout l'enjeu de ce dictionnaire, pionnier en son genre. Le lecteur y trouvera représentés, avec les 314 entrées (rédigées par 251 contributeurs) qui le composent, tous les champs disciplinaires s'intéressant à la souffrance au travail : psychologie du travail et des organisations, psychologie sociale et psychosociologie, psychanalyse, psychopathologie et psychiatrie, ergonomie, sociologie du travail et des organisations, médecine du travail, droit du travail et de la sécurité sociale, sciences de gestion, philosophie... Y sont détaillés les principaux concepts, notions, approches, méthodes, théories, outils, études, etc., ayant cours dans l'étude des risques psychosociaux, mais aussi certaines professions emblématiques (infirmières,...

  15. Le vernis des apparences

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    Grazia Nicosia

    2010-04-01

    Full Text Available Le but de cet article est de comprendre l’incidence sémiotique du nettoyage d’un tableau ainsi que la résultante cognitive induite sur l’observateur. Cette étude confronte l’analyse des phénomènes visuels engendrés par le jaunissement du vernis et son retrait, à des entretiens réalisés à dessein. Le retrait d’un vernis jauni change considérablement l’image. L’heure, le climat, la saison et l’activité même des personnages s’en trouvent ainsi modifié. La patine peut être perçue, soit comme un obstacle à l’exploration, soit pour ceux qui l’apprécient, comme le medium d’une relation plus intime entre l’œuvre et l’observateur.The purpose of this article is to understand the semiotic impact of the cleaning of a painting and the cognitive effects induced on the observer. This study analyses conjointly the visual phenomenon generated by yellowing varnish and its removal and controlled interviews of observers.The removal of yellowing varnish modifies considerably the perception of the picture. Daytime, climate, season and characters activities are modified. The patina may be perceived either as an obstacle to the painting exploration, or, for those who appreciate it, as a medium for a closer relationship between the painting and the observer.

  16. Harmonische Reduktion des linken Ventrikels

    OpenAIRE

    Atila, M. (Mehmet)

    2005-01-01

    In der vorliegenden Arbeit wurde die harmonische Reduktion des linken Ventrikels am Modell des ausgewachsenen Hausschweins, unter Verwendung von Saugkappen variabler Größe untersucht. In 10 Schweinen mit Herzen normaler Größe und Funktion wurde eine Saugkappe, in Größe und Form an das abzufaltende Wandsegment angepasst, auf die epikardiale Oberfläche des schlagenden Herzens gesetzt. Wir führten Messungen der linksventrik. und der pulmonalart. Drücke, des ventrikulären Durchmessers und der Her...

  17. 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

  18. La recherche en action : des solutions locales, des effets durables ...

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

    15 déc. 2010 ... Le Centre de recherches pour le développement international (CRDI) appuie la production et l'application de connaissances qui améliorent de façon notable la situation des habitants des pays en développement.

  19. Analyse des caractéristiques structurelles et des performances ...

    African Journals Online (AJOL)

    SARAH

    28 févr. 2014 ... performances technico-économiques de la riziculture irriguée en Côte d' .... en nous basant sur les prix des intrants et des produits en vigueur au cours ..... la recherche et de la vulgarisation et le transfert de technologies ; (2) ...

  20. Evaluation des pratiques de gestion des adventices en riziculture

    African Journals Online (AJOL)

    Les résultats ont montré que les méthodes de gestion de l'enherbement ont .... Le contrôle des adventices en riziculture irriguée a principalement .... mesurer la hauteur des plantes et la longueur ..... Performance agronomique du Sys- tème de ...

  1. Diversification des moyens de subsistance des petits producteurs de ...

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

    L'économie du Malawi repose essentiellement sur la culture du tabac, qui représente plus de 70 % des revenus d'exportation. Pour 60 % des 100 000 membres de la National Smallholder Farmers' Association of Malawi (NASFAM), le tabac est la seule et unique source de revenus. Les cultivateurs de tabac, au Malawi ...

  2. Culture du bambou : diversification des moyens de subsistance des ...

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

    Culture du bambou : diversification des moyens de subsistance des petits producteurs de tabac du sud de la province de Nyanza, au Kenya - phase II. Au cours de la première phase du projet (projet no 103765), les chercheurs ont effectué une analyse de marché pour le bambou et les produits du bambou, comparé les ...

  3. Roles et taches des accompagnateurs des patients hospitalises ...

    African Journals Online (AJOL)

    Roles et taches des accompagnateurs des patients hospitalises dans le service de pneumo-phtysiologie au Centre Hospitalier Universitaire Yalgado Ouedraogo de ... Logistical support represented by material support, drug supply, cleaning of premises, and littering occupied respectively 100%, 91%, 42% and 73%.

  4. Measurement of Diffusion Parameters and of Anisotropy of Graphite with a Pulsed Source of Neutrons; Mesure des parametres de diffusion et de l'anisotropie du graphite a l'aide d'une source pulsee 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)

    1963-07-01

    The diffusion coefficient, cooling coefficient, and anisotropy of graphite were determined to be (2.19 {+-} 0.03) x 10{sup 5} cm{sup 2} sec{sup -1}, (37.9 {+-} 4) x 10{sup 5} cm{sup 4} sec{sup -1}, and 1.017 {+-} 0.008, respectively. The range of geometrical buckling was from 7 to 155 m{sup -2}. The values obtained are compared with published values. (authors) [French] Un programme experimental utilisant la methode de la source pulsee de neutrons a ete realise sur le graphite. La gamme des laplaciens couverte est de 7 m{sup -2} a 155 m{sup -2}. Les resultats en sont presentes dans ce rapport: - coefficient de diffusion D{sub 0} = (2,19 {+-} 0,03) x 10{sup 5} cm{sup 2} s{sup -1} - coefficient de refroidissement C = (37,9 {+-} 4) x 10{sup 5} cm{sup 4} s{sup -1} - anisotropie du graphite (D parall./D perp.) = 1,017 {+-} 0,008. Ils sont compares aux valeurs deja publiees. (auteurs)

  5. 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)

  6. Utilisation sans risque des eaux usées, des excréta et des eaux ...

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

    Les responsables de ce projet piloteront l'application et l'adaptation des principes directeurs relatifs à l'utilisation sans risque des eaux usées, des excreta et des eaux grises en agriculture et en aquaculture (Guidelines for the Safe Use of Wastewater, Excreta and Greywater in Agriculture and Aquaculture), que ...

  7. Direction des Publications

    African Journals Online (AJOL)

    Synthese

    mélange pulvérulent de coke et de calcaire. La réduction est assurée par le gaz CO à 1250°C [2]. Le procédé Kawazaki iron powder utilise la calamine comme matière première et aussi CO comme gaz réducteur pour élaborer des poudres de fer. [3]. Un autre procédé plus connu qui fabrique les poudres de fer à partir de la.

  8. Glossaire des sigles

    OpenAIRE

    2015-01-01

    ABM Anti-ballistic missile = Missile antimissile balistique AGM Air-to-ground missile = Missile air-sol AIEA Agence Internationale de l’Energie Atomique ALCM Air-launched cruise missile = Missile de croisière air-sol ANSEA Association des Nations du Sud-Est asiatique ANT* Arme nucléaire tactique ASAT Anti-satellite = Arme antisatellite ASW Anti-submarine warfare = Guerre anti-sous-marine AWACS Airborne warning and control system = Système aérien de contrôle et d’alerte BMD Ballistic missile d...

  9. Presence de Carbone-13 dans les elements combustibles de type (U,Pu)O 2 irradies en reacteur rapide

    Science.gov (United States)

    Kryger, Bernard; Hagemann, Robert

    1982-06-01

    Du carbone-13 produit par la réaction de capture neutronique 168O + 10n → 136C + 42He se forme dans les combustibles de type oxyde irradiés en neutrons rapides. Cette réaction, dont le seuil d'énergie se situe à 2.35 MeV, conduit à la formation d'une quantité de carbone-13 qui peut varier notablement suivant le spectre neutronique du réacteur (entre 20 et 40 × 10 -6g 13C/g (U,Pu)O 2 pour une fluence de 2 × 10 23 n/cm 2). DES mesures effectuées sur le combustible et la gaine par spectrométrie de masse après irradiation montrent qu'une fraction égale ou supérieure à la moitié du carbone-13 produit dans l'oxyde peut être transférée dans la gaine. Un tel comportement nous fait considérer le carbone-13 comme un véritable marqueur du carbone plus généralement contenu dans l'oxyde et, à ce titre, la détection de cet isotope devrait contribuer à élucider tout particulièrement les mécanismes de carburation de la gaine par les combustibles (U,Pu)O 2 des réacteurs surgénérateurs.

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-01-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1961-04-15

    en oeuvre que des volumes et des flux beaucoup plus faibles que ceux que nous avons utilises. Les difficultes de realisation d'un tel systeme proviennent d'une part du degagement de chaleur intense que subit tout dispositif place pres du coeur de pile, d'autre part de la faible place dont on dispose dans les canaux experimentaux des reacteurs. Il est alors important d'utiliser le moderateur le plus efficace possible. Cette etude comprendra trois parties; dans la premiere nous determinerons: a) les conditions de moderation, ce qui nous permettra de fixer le volume a donner a la cellule; b) les materiaux a employer aux basses temperatures et en pile; c) le circuit de refrigeration, ce qui nous amenera a etudier les conditions d'ecoulement des fluides aux/tres basses temperatures dans des conduites de grandes longueurs. La deuxieme partie sera consacree a la description du montage realise. Enfin dans la troisieme partie, nous discuterons les resultats obtenus. (auteur)

  12. Isolement et identification des levures.

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    S. DOMERCQ

    1967-06-01

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

  13. Le Débat des semences

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

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

  14. Mécanique des sols et des roches

    CERN Document Server

    Vullier, Laurent; Zhao, Jian

    2016-01-01

    La mécanique des sols et la mécanique des roches sont des disciplines généralement traitées séparément dans la littérature. Pour la première fois, un traité réunit ces deux spécialités, en intégrant également les connaissances en lien avec les écoulements souterrains et les transferts thermiques. A la fois théorique et pratique, cet ouvrage propose tout d'abord une description détaillée de la nature et de la composition des sols et des roches, puis s'attache à la modélisation de problèmes aux conditions limites et présente les essais permettant de caractériser les sols et les roches, tant d'un point de vue mécanique qu'hydraulique et thermique. La problématique des sols non saturés et des écoulements multiphasiques est également abordée. Une attention particulière est portée aux lois de comportement mécanique et à la détermination de leurs paramètres par des essais in situ et en laboratoire, et l'ouvrage offre également une présentation détaillée des systèmes de classi...

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1959-07-01

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

  16. Chirurgie des grassmanniennes

    CERN Document Server

    Lafforgue, Laurent

    2003-01-01

    Les compactifications diverses de variétés de modules sont un thème important et récurrent des mathématiques modernes, et elles connaissent un grand nombre d'applications. Ce livre traite le cas de cellules de Schubert minces, qui sont de sous-variétés naturelles de grassmanniennes. L'auteur a été amené à traiter ces questions par un cas particulier lié à ses travaux sur le programme de Langlands. Dans cette monographie, il en développe une théorie plus systématique, présentant le fortes similarités avec celle des modules du courbes stables. The various compactifications of moduli spaces are an important recurrent theme of modern mathematics, and they have a large number of applications. This book treats the case of thin Schubert varieties, which are natural subvarieties of Grassmannians. The author was led to these questions by a particular case linked to his work on the Langlands program. In this monograph, he develops the theory in a more systematic way, which exhibits strong similarities...

  17. Comportement des polluants des eaux pluviales urbaines en ...

    African Journals Online (AJOL)

    développement et la croissance des organismes vivant dans l'eau et particulièrement les micro- organismes. Le suivi des températures enregistrées oscille entre 9 et 16°C dans les trois sites d'observation durant la période ... de la lumière du soleil. Le site C est bien aéré et .... Effets de différents modes de gestion des eaux ...

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1968-03-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1968-03-15

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

  20. Approche historique des classifications en psychiatrie

    OpenAIRE

    Garrabé , J.

    2011-01-01

    Resume Des le milieu du xixe siecle s?est posee la question des criteres de classification des maladies. Pour les maladies mentales, diverses classifications ont alors ete proposees par des auteurs francais (Morel) et allemands (Kahlbaum, Kraepelin). A partir de la fin du xixe siecle, le Bureau International de Statistique (Paris) a publie a une Classification Internationale des Maladies, a revision decennale (J. Bertillon). Cette tache a ete poursuivie dans l?entre-deux-guerres pa...

  1. Complications du traitement traditionnel des fractures : aspects ...

    African Journals Online (AJOL)

    Tous les patients reçus avec des complications du traitement traditionnel des fractures ont été inclus dans ce travail. Le diagnostic des lésions était clinique et radiologique. Nous avions reçu 51 patients porteurs de complications suite à des traitements de médecine traditionnelle, soit 13,7% du total des patients hospitalisés ...

  2. Des cartes dans la classe…

    Directory of Open Access Journals (Sweden)

    R. Gimeno

    1990-09-01

    Full Text Available La majorité des enseignants qui veulent faire des cartes — et les faire réaliser aux élèves — pour répondre aux exigences des instructions officielles, doivent surmonter leur manque de compétences en cartographie et en didactique ainsi que les difficultés propres aux logiciels de cartographie encore peu performants. Ces compétences et la réflexion qui les accompagne sont pourtant accessibles aux enfants de l’école élémentaire…

  3. Diversification des moyens de subsistance des petits producteurs de ...

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

    Cette subvention permettra à l'Institut international de recherche sur les cultures des zones tropicales ... In ROSSA's latest bulletin issue: A farewell message from Simon Carter, the Regional Director of the ... Cigarette Taxation in Tanzania.

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Haye, Kleber

    1964-03-20

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

  5. L'exode des cerveaux et le renforcement des capacités en Afrique ...

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

    1 févr. 2011 ... Ce phénomène ébranle les assises économiques et politiques de bien des pays africains. ... le défi consiste à recruter ces cerveaux. ... des missions africaines, des organisations non gouvernementales et des groupes de la diaspora réunis pour parler de l'exode des cerveaux en Afrique et des stratégies à ...

  6. Evaluation des pratiques de gestion des adventices en riziculture ...

    African Journals Online (AJOL)

    Le riz est l'aliment principal pour la quasi-totalité des populations vivant en Côte d'Ivoire. Cependant, les adventices sont considérées comme la contrainte biologique la plus importante faisant obstacle à la production rizicole. L'objectif de cette étude menée en 2015 était d'évaluer différentes techniques de gestion des ...

  7. Cartographie des zones d'intervention des partenaires techniques et ...

    African Journals Online (AJOL)

    cartographier les zones d'intervention des partenaires techniques et financiers au Bénin. L'approche méthodologique utilisée a consisté à la recherche documentaire, à la collecte de données auprès des partenaires techniques et financiers et à l'analyse de ces données. Les résultats ont permis de constater que cent dix ...

  8. Modernisation des marchés agroalimentaires - inclusion des petits ...

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

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

  9. Die Versprachlichung des Sakralen

    DEFF Research Database (Denmark)

    Larsen, Øjvind

    2011-01-01

    transformation of the sacred as a harmonious theory of secularization. However, if we follow Weber in his religious-sociological considerations of modernity, we reach a tragic theory of secularization that poses the real problem that modernity’s connection to the sacred has been dissolved.......Habermas claims in connection with his development of the theory of communicative action that the sacred is transformed in a positive way and can take the form of free deliberation in society, the so-called Versprachlichung des Sakralen. The thesis is that the authority which could be found...... in religion and which is of fundamental significance for the integration of pre-modern societies is taken over by modern societies in forms of deliberation. Habermas develops his thesis in a discussion of Durkheim’s religious-sociological considerations. Habermas presents his thesis about the linguistic...

  10. Code des baux 2018

    CERN Document Server

    Vial-Pedroletti, Béatrice; Kendérian, Fabien; Chavance, Emmanuelle; Coutan-Lapalus, Christelle

    2017-01-01

    Le code des baux 2018 vous offre un contenu extrêmement pratique, fiable et à jour au 1er août 2017. Cette 16e édition intègre notamment : le décret du 27 juillet 2017 relatif à l’évolution de certains loyers dans le cadre d’une nouvelle location ou d’un renouvellement de bail, pris en application de l’article 18 de la loi n° 89-462 du 6 juillet 1989 ; la loi du 27 janvier 2017 relative à l’égalité et à la citoyenneté ; la loi du 9 décembre 2016 relative à la transparence, à la lutte contre la corruption et à la modernisation de la vie économique ; la loi du 18 novembre 2016 de modernisation de la justice du xxie siècle

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1959-12-15

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

  12. Digitalisierung des Kulturellen Erbes (Europas)

    NARCIS (Netherlands)

    Gruber, Marion

    2011-01-01

    Gruber, M. R. (2011, 13 December). Digitalisierung des Kulturellen Erbes (Europas). Guest lecture at the IPMZ - Institute of Mass Communication and Media Research, Devision Media Change & Innovation, University of Zurich, Switzerland.

  13. The diffusion coefficient as a function of energy for usual moderators; Le coefficient de diffusion en fonction de l'energie des thermaliseurs usuels

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Cadilhac, M; Livolant, M; Pillard, D; Soule, J -L [Commissariat a l' Energie Atomique, Centre d' Etudes Nucleaires de Saclay, 91 - Gif-sur-Yvette (France)

    1966-07-01

    After a review of the definition of the energy function to be taken for the diffusion coefficient used in calculations of reactor cells, in the elementary theory of diffusion, various possible approximations of this function are given. These approximations are shown to be accurate enough for practical uses. Methods for the direct calculations of these approximations for the currently used 'normal' models (methods avoiding the calculation of differential cross sections) are described; these methods are applied to several usual moderators at various temperatures according to different models. (authors) [French] On rappelle la definition de la fonction de l'energie que l'on doit prendre pour le coefficient de diffusion dans les calculs de cellule de reacteur en theorie elementaire de la diffusion. Puis on indique diverses approximations possibles de cette fonction. On montre que ces approximations ont en pratique une precision suffisante. Enfin on decrit des methodes de calcul direct de ces approximations pour les modeles 'normaux' couramment employes (methodes qui evitent d'avoir a calculer les sections efficaces differentielles), et on les applique a plusieurs thermaliseurs usuels a differentes temperatures (selon differents modeles). (auteurs)

  14. Vecteurs Singuliers des Theories des Champs Conformes Minimales

    Science.gov (United States)

    Benoit, Louis

    En 1984 Belavin, Polyakov et Zamolodchikov revolutionnent la theorie des champs en explicitant une nouvelle gamme de theories, les theories quantiques des champs bidimensionnelles invariantes sous les transformations conformes. L'algebre des transformations conformes de l'espace-temps presente une caracteristique remarquable: en deux dimensions elle possede un nombre infini de generateurs. Cette propriete impose de telles conditions aux fonctions de correlations qu'il est possible de les evaluer sans aucune approximation. Les champs des theories conformes appartiennent a des representations de plus haut poids de l'algebre de Virasoro, une extension centrale de l'algebre conforme du plan. Ces representations sont etiquetees par h, le poids conforme de leur vecteur de plus haut poids, et par la charge centrale c, le facteur de l'extension centrale, commune a toutes les representations d'une meme theorie. Les theories conformes minimales sont constituees d'un nombre fini de representations. Parmi celles-ci se trouvent des theories unitaires dont les representation forment la serie discrete de l'algebre de Virasoro; leur poids h a la forme h_{p,q}(m)=[ (p(m+1) -qm)^2-1] (4m(m+1)), ou p,q et m sont des entiers positifs et p+q= 2. Ces representations possedent un sous-espace invariant engendre par deux sous-representations avec h_1=h_{p,q} + pq et h_2=h_{p,q} + (m-p)(m+1-q) dont chacun des vecteurs de plus haut poids portent le nom de vecteur singulier et sont notes respectivement |Psi _{p,q}> et |Psi_{m-p,m+1-q}>. . Les theories super-conformes sont une version super-symetrique des theories conformes. Leurs champs appartiennent a des representation de plus haut poids de l'algebre de Neveu-Schwarz, une des deux extensions super -symetriques de l'algebre de Virasoro. Les theories super -conformes minimales possedent la meme structure que les theories conformes minimales. Les representations sont elements de la serie h_{p,q}= [ (p(m+2)-qm)^2-4] /(8m(m+2)) ou p,q et m sont

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1963-10-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Portnoj, K. I.

    1964-06-15

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

  17. Balance between automation and human actions in nuclear power plant operation. Results of international cooperation; Equilibre entre automatisation et action humaine dans la conduite des centrale nucleaires, resultats de la cooperation internationale

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Sun, B [CEA Centre d' Etudes Nucleaires de Fontenay-aux-Roses, 92 (France). Dept. d' Analyse de Surete; Bastl, W [Gesellschaft fuer Reaktorsicherheit m.b.H. (GRS), Garching (Germany); Olmstead, R [Atomic Energy of Canada Ltd, Mississauga (Canada); Oudiz, A [Electric Power Research Inst., Palo Alto, CA (United States); Jenkinson, J [Nuclear Electric PLC, Gloucester (United Kingdom); Kossilov, A [International Atomic Energy Agency, Vienna (Austria)

    1990-07-01

    'est portee sur le concept de reacteurs 'intrinsequement surs', ce qui pourrait simplifier les equipements de securite, et reduire la complexite des systemes d'information et de controle. La repartition des taches entre homme et machine pourrait bien etre l'une des etapes les plus critiques dans la conception d'une centrale nucleaire et l'un des progres les plus sensibles; de ce fait, elle garantit une approche dans la conception qui est commensurable en qualite avec les hauts niveaux de securite et de qualite de production recherches pour les centrales nucleaires. C'est dans ce climat que l'Agence Internationale pour l'Energie Atomique (AIEA) a constitue en 1989 un groupe de recherche auquel participent les pays membres, lequel groupe possede une experience etendue dans le domaine de l'automatisation des centrales nucleaires. La tache de ce groupe etait d'evaluer ou se situait le juste equilibre entre actions manuelles et automatiques dans la conduite des centrales. Se basant sur des recherches anterieures et sur l'experience de ses membres, le groupe a determine que toute solution unique, totalement deterministe, au probleme de la repartition des taches est impossible. Cependant, dans la mesure ou le role de l'operateur est appele progressivement a se transformer, avec le temps, en un role de gestionnaire du systeme, il est imperatif qu'une procedure systematique de repartition des taches soit utilisee par l'equipe chargee de la conception. Le groupe a propose une methodologie qui s'appuie sur des travaux deja publies, mais il adopte une approche pragmatique, adaptee aux besoins reels des projets. Cette methodologie caracterise un certain nombre de facteurs qui relevent des processus de prise de decision, guide une telle prise de decision, et identifie les secteurs dont il considere qu'ils doivent devenir l'objet de recherches ulterieures. (author)

  18. New experimental method to study the collective modes in exotic nuclei; influence of the superfluidity on the cooling time of a neutron star; Nouvelle methode experimentale dediee a l'etude des modes collectifs dans les noyaux exotiques; influence de la superfluidite sur le temps de refroidissement d'une etoile a neutrons

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Monrozeau, Ch

    2007-07-15

    Giant monopole (GMR) and quadrupole (GQR) resonances have been measured in the {sup 56}Ni using inelastic scattering of 50 A.MeV deuteron at the Grand Accelerateur National d'Ions Lourds facility. This is the first experimental observation of isoscalar collective modes in a short-lived nucleus. The secondary beam was impinged on the active target Maya filled with a pure deuterium gas. Recoiling deuterons were detected in Maya and in a wall of nine silicon detectors. The GMR and GQR are centered at 19.3(0.5) and 16.2(0.5) MeV, respectively. Corresponding angular distributions were extracted from 3 to 7 degrees in the centre of mass frame. DWBA analysis based on RPA transition densities yields the percentage of the energy weighted sum rule exhausted: 136(27) % for the GMR et 76(13) % for the GQR. A finite temperature Hartree-Fock-Bogoliubov model was implemented to describe the 10 Wigner-Seitz cells which compose the inner crust of neutron stars and to microscopically calculate their specific heat. Calculations are performed with two contact pairing forces chosen to simulate the pairing properties of uniform neutron matter corresponding to the BCS approximation and to polarisation effects. Under the assumption of a rapid cooling of the core and an initial temperature of 100 keV in the inner crust, the cooling time of the star was estimated at 9 and 34 years, respectively. (author)

  19. Contribution to the study of physico-chemical properties of surfaces modified by laser treatment. Application to the enhancement of localized corrosion resistance of stainless steels; Contribution a l'etude des proprietes physico-chimiques des surfaces modifiees par traitement laser. Application a l'amelioration de la resistance a la corrosion localisee des aciers inoxydables

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

    Pacquentin, W.

    2011-11-25

    integrite sur des periodes de plus en plus longues. L'objectif de ce travail de these est d'evaluer le potentiel d'un traitement de refusion laser pour ameliorer la resistance a la corrosion d'un acier inoxydable de type 304L; l'utilisation du laser dans le domaine des traitements de surface constituant un procede en pleine evolution a cause des changements recents dans la technologie des lasers. Dans le cadre de ce travail, le choix du laser s'est porte sur un laser nano-impulsionnel a fibre dopee ytterbium dont les caracteristiques permettent la fusion quasiinstantanee sur quelques microns de la surface traitee, immediatement suivie d'une solidification ultra-rapide avec des vitesses de refroidissement pouvant atteindre 1011 K/s. La combinaison de ces processus favorise l'elimination des defauts surfaciques, la formation de phases hors equilibre, la segregation d'elements chimiques et la formation d'une nouvelle couche d'oxyde dont les proprietes sont gouvernees par les parametres laser. Afin de les correler avec la reactivite electrochimique de la surface, l'influence de deux parametres laser sur les proprietes physicochimiques de la surface a ete etudiee: la puissance du laser et le taux de recouvrement des impacts laser. Pour clarifier ces relations, la resistance a la corrosion par piquration des surfaces traitees a ete determinee par des tests electrochimiques. Pour des parametres laser specifiques, le potentiel de piquration d'un acier inoxydable de type 304L augmente de plus de 500 mV traduisant ainsi une meilleure tenue a la corrosion localisee en milieu chlorure. L'interdependance des differents phenomenes resultant du traitement laser a rendu complexe la hierarchisation de leur effet sur la sensibilite de l'alliage teste. Cependant, il a ete montre que la nature de l'oxyde thermique forme au cours de la refusion laser et ses defauts sont du premier ordre pour l'amorcage des

  20. L'accumulation des métaux lourds au niveau des cultures : Cas des ...

    African Journals Online (AJOL)

    Le Bassin de Sebou présente une importance socio-économique pour le Maroc. En effet, il est sujet de diverses utilisations ; eau potable, eau d'irrigation et eau industrielle. Toutefois, ce bassin subit des pressions multiples, notamment par la pollution métallique. Considérant le risque de bioaccumulation des métaux par ...

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1968-07-01

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

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

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

    1964-12-15

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

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

    Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

    1967-09-15

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