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

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)

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)

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)

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

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

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)

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

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

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.)

Simulation numérique du transfert de chaleur dans un moteur-fusée à propergol liquide

Directory of Open Access Journals (Sweden)

B. KHELIDJ

2015-03-01

Full Text Available Ce travail est une contribution à l'étude du refroidissement d'un moteur-fusée à propergol liquide. En effet pour protéger la paroi de la chambre propulsive, un système de refroidissement est nécessaire, car la température des gaz de combustion du propergol liquide dans la chambre de combustion, est très élevée. C'est pour montrer l'intérêt du refroidissement de la paroi de la chambre propulsive qu'une étude de simulation numérique, des phénomènes de combustion et de refroidissement dans la chambre propulsive, a été réalisée en régime permanent à l'aide du code de calcul Fluent. Les résultats de simulation, notamment ceux relatifs aux températures des parois le long de la chambre propulsive ont été confrontés à ceux trouvés dans la littérature.

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

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)

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

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1961-06-15

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

The 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

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)

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)

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

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1964-07-01

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

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1964-07-01

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

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)

[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

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)

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)

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)

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)

[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

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

CERN Multimedia

2003-01-01

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

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)

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1966-07-01

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

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)

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)

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)

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

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.)

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)

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)

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

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)

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

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1964-07-01

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

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)

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)

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)

Study of the dynamic behaviour of the reactor Rapsodie; Etude du comportement dynamique de la pile rapsodie

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Abdon, R; Chaigne, M [Commissariat a l' Energie Atomique, Cadarache (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1964-07-01

. The investigation of the control, carried out on analog computer, served to determine the different possible means of starting and changing the conditions of the reactor as well as its automatic control. The calculations were examined in the totality by the construction of a training simulator composed of a board similar to the control board of the reactor, all of whose commands (reactivity and flows) work on an analogue computer which resolves in the real time the dynamic equations of the reactor and which reproduces simultaneously all the parameters representing the state of the installation (power, period, temperatures, etc. ) in the case of various incidents as well as under normal conditions of functioning. (authors) [French] On sait que le developpement des reacteurs surgenerateurs a neutrons rapides pose des problemes nouveaux d'une part dans les domaines mecanique et thermique et d'autre part en ce qui concerne leur comportement dynamique et leur surete. La pile RAPSODIE a ete l'objet de tres nombreuses etudes dynamiques effectuees sur machines analogiques et digitales, pour deux versions du combustible (metal et oxyde). Apres elaboration des modeles mathematiques representatifs de l'ensemble de l'installation (bloc pile et circuit de refroidissement) tant du point de vue neutronique que du point de vue thermodynamique, on a mis au point les schemas analogiques et les codes digitaux utilisables pour mener a bien les simulations d'incidents, de conduite et de stabilite du reacteur. On s'est attache, par rapport aux methodes habituelles a obtenir une precision plus grande, par un decoupage en zones plus fines, par l'emploi de formulations plus representatives du systeme reel, voire solubles analytiquement. Les etudes d'incidents ont ete effectuees par voie analogique pour l'ensemble de l'installation et par voie digitale pour l'etude du bloc pile seul ou de l'installation fonctionnant avec un seul circuit thermique. Un programme complementaire special - qui, a

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)

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)

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

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)

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)

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)

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)

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)

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)

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)

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)

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)

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

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)

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

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

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

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

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.

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

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)

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)

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

'EDF d'une part, les conclusions des etudes et essais effectues hors pile d'autre part, conduisent a un changement considerable de la physionomie des reacteurs de la filiere Graphite-Gaz, Les principales modifications envisagees sont analysees dans la communication. L'adoption d'un element combustible annulaire et d'un soufflage descendant permettront d'accroitre considerablement la puissance specifique et la puissance developpee par canal; il en resultera une reduction sensible du nombre des canaux et un accroissement correlatif de la maille du reseau - L'empilement de graphite devra etre adapte a ces nouvelles conditions - Des raisons de securite conduisent a generaliser l'emploi du beton precontraint pour la construction du caisson; elles pourront amener a integrer a l'interieur de celui-ci les echangeurs et l'appareil de manutention du combustible (dispositif dit: 'en grenier'). Une maquette en vraie grandeur de ce grenier a ete construite a Saclay avec la participation d'EURATOM; les resultats d'exploitation en sont presentes, ainsi que des idees de barres de controle de conception nouvelle. En ce qui concerne la filiere Eau-Lourde-Gaz, les etudes sont poursuivies dans deux voies principales; la premiere, qui conserverait l'usage de tubes de force horizontaux, tient compte de l'experience acquise au cours de la construction du reacteur EL4 dont elle constituerait une extrapolation; la seconde, inspiree des etudes poursuivies au titre de la filiere Graphite-Gaz, ferait appel a un caisson en beton precontraint pour tenir la pression, le moderateur etant sensiblement a la pression du fluide refrigerant et le combustible etant dispose dans des canaux verticaux. Les merites respectifs de ces deux variantes sont analyses dans la communication. (auteurs)

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)

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

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

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

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.

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

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)

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)

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)

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

par gaz sont passes en revue dans le but d'etablir les specifications des enceintes de confinement en fonction des conditions des sites disponibles en Suisse pour la construction de centrales nucleaires. Ces specifications sont etablies d'apres les taux de dose consideres comme admissibles pour les populations vivant aux environs de la centrale en cas d 'accident grave du reacteur, en se basant sur des conditions meteorologiques et demographiques representatives de la plupart des sites du pays. Differents modes de construction de l ' enceinte de confinement, prenant en consideration les conditions qui s'etablissent dans l'enceinte a la suite de l'accident maximal concevable du reacteur, sont consideres. Les enceintes etudiees sont les suivantes: beton precontraint; beton precontraint avec coupole d'acier; beton precontraint avec peau d' etancheite interieure en acier; acier avec ecran lateral en beton pour la protection contre les radiations; et double confinement. Le degre d'etancheite des enceintes etudiees a ete considere comme une caracteristique lie e au mode de construction particulier et non comme une valeur prescrite en vue de laquelle la construction devait etre adaptee. Les caracteristiques d'etancheite de chaque enceinte sont estimees et les prix de chaque construction ont ete determines sur la base de plans precis avec le concours de diverses entrepises specialisees. L'estimation de l'efficacite des differentes enceintes, sous l'an gle de la securite, a ete faite en prenant en consideration differentes procedures en cas d' accident parmi lesquelles on citera principalement le rejet atmospherique, au travers de filtres adequats, et la decontamination de l 'atmosphere de l 'enceinte par recyclage dans des batteries de filtres. Une dizaine de cas, correspondant a differentes combinaisons de modes de construction et procedures en cas d'accident, font l 'objet d'une comparaison tres detaillee qui a ete realisee grace a un programme pour ordinateur electronique

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)

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

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

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)

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)

Study of the oxidation risks during the sintering of uranium dioxide, and characterization of the excess oxygen; Etude du risque d'oxydation lors du frittage du bioxyde d'uranium et caracterisation de l'oxygene excedentaire

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Conte, M; Brandela, M

1966-05-01

During sintering in reducing atmospheres, UO{sub 2} pellets can be oxidized by gaseous impurities. The effects of temperature cycles, the partial pressure of O{sub 2} and the flow rate of the gas over the pellets were investigated. In these atmospheres, the O{sub 2} partial pressure during sintering is low at high temperatures, as a consequence of the dissociation rate of the combined water, but below 1000 deg C, it can be high enough to result in a noticeable oxidation of the surface of the pellets during cooling. The crystalline phases which can occur have been identified and two methods of detection have been proposed: a micrographic examination after chemical etching and radiocrystallography. (authors) [French] Lors du frittage industriel du bioxyde d'uranium en atmosphere reductrice (hydrogene ou ammoniac dissocie) la presence d'impuretes oxydantes dans l'atmosphere peut provoquer l'oxydation des pastilles d'UO{sub 2}; les auteurs ont etudie les phenomenes en faisant varier le cycle de temperature, la pression partielle d'oxygene introduit dans l'hydrogene, la vitesse de passage du gaz sur les pastilles. Dans les atmospheres considerees la pression partielle d'oxygene au-dessus de l'UO{sub 2} en cours de frittage est faible a temperature elevee car elle resulte de la dissociation de l'eau formee, mais a t < 1000 degrees C elle, peut etre assez importante pour provoquer une oxydation notable de la surface des pastilles lors du refroidissement. Les phases cristallines susceptibles d'etre formees ont ete reperees et deux methodes de detection proposees: la micrographie apres attaque chimique specifique et la radiocristallographie. (auteurs)

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)

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1958-07-01

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

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

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)

Système de traiement d'eaux de regémération de résines pour l'élimination du cuivre

CERN Document Server

Karademir, Aynur

2005-01-01

Des cartouches de résines échangeuses d’ions sont utilisées pour le maintien de la qualité de l’eau déminéralisée nécessaire pour le refroidissement des accélérateurs du CERN. Les eaux issues de la régénération de ces cartouches contiennent des teneurs en cuivre trop élevées pour permettre leur rejet dans les réseaux d’eaux claires ou même usées. Le projet d’un système de traitement pour abattre la concentration de cuivre, basé sur une méthode simple, avec un rendement élevé, satisfaisant du point de vue de la sécurité, de l’impact environnemental et aussi économique, fait l’objet de ce travail.

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

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)

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

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)

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

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.

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

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

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

NONE

1969-02-01

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

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

NONE

1969-02-01

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

Assessment of the advantages of a residual heat removal system inside the reactor pressure vessel

International Nuclear Information System (INIS)

Gautier, G.M.

1995-01-01

In the framework of research on diversified means for removing the residual heat from pressurized water reactors, the CEA is studying a passive system called RRP (Refroidissement du Reacteur au Primaire, or primary circuit cooling system), which includes integrated heat-exchangers and a layout of the internal structures so as to obtain convection from the primary circuit inside the vessel, whatever the state of the loops. This system is operational for all primary circuit temperatures and pressures, as well as for a wide range of conditions: it is independent of the state of the loops, even if the volume of water in the primary circuit is small, it is compatible with either a passive or an active operation mode, and compatible with any other decay heat removal systems. An evaluation is presented here of the performance of the RRP system in the event of a small primary circuit break in a totally passive operation mode without the intervention of another system. The results of this evaluation show the interest of such a system: a clear increase of the time-delay for the implementation of a low pressure safety injection system, no need for the use of a high pressure safety injection system. (author). 4 refs., 7 figs., 1 tab

Assessment of the advantages of a residual heat removal system inside the reactor pressure vessel

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Gautier, G.M. [Commissariat a l`Energie Atomique, Saint-Paul-Lez-Durance (France)

1995-09-01

In the framework of research on diversified means for removing residual heat from pressurized water reactors, the CEA is studying a passive system called RRP (Refroidissement du Reacteur au Primaire, or primary circuit cooling system). This system consists of integrated heat-exchangers and a layout of the internal structures so as to obtain convection from the primary circuit inside the vessel, whatever the state of the loops. This system is operational for all primary circuit temperatures and pressures, as well as for a wide range of conditions: such as independent from the state of the loops, low volume of water in the primary circuit, compatibility with either a passive or an active operation mode, and compatibility with any other decay heat removal systems. This paper presents an evaluation of the performance of the RRP system in the event of a small primary circuit break in a totally passive operation mode without the intervention of any another system. The results of this evaluation show the potential interest of such a system: a clear increase of the time-delay for the implementation of a low pressure safety injection system and no need for the use of a high pressure safety injection system.

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

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

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1961-07-01

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

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)

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

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

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

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1962-07-01

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

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

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

CRN: 1986 progress report

International Nuclear Information System (INIS)

1987-01-01

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

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

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

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

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

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

Some of the properties of plutonium and the aluminium-plutonium alloy; Quelques proprietes du plutonium et de l'alliage aluminium-plutonium

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Abramson, R; Boucher, R; Fabre, R; Monti, H [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1959-07-01

physiques du plutonium. 1) Etude de l'allotropie du plutonium. a) Analyse thermique. On decrit brievement l'appareillage utilise et la technique de mesure. Les temperatures des points de transition et les chaleurs de transformation correspondantes ont ete determinees. Enfin, les resultats de l'etude particuliere de quelques points de transition sont exposes. b) Dilatometrie. L'analyse dilatometrique des changements de phase du plutonium a ete poursuivie a l'aide du dilatometre Chevenard a enregistrement photographique. On a fait varier les conditions de l'essai (vitesse de chauffe et de refroidissement, paliers isothermes, etc...) de maniere a preciser les caracteristiques de chaque transition notamment de la transition {delta} {yields} {gamma} au refroidissement. 2) Micrographie du plutonium. La preparation correcte des echantillons metallographiques exige une duree de polissage electrolytique tres courte, ce qui implique un polissage mecanique d'excellente qualite. On indique de nouveaux reactifs d'attaque qui revelent la structure du metal avec une grande nettete. 2- Etude des alliages aluminium-plutonium. Etude comparee des alliages Al-Pu et AI-U riches en aluminium. a) Analyse thermique. Les temperatures du liquidus et de fusion de l'eutectique Al-XAl{sub 4} ont ete precisees. La mesure des chaleurs de fusion a permis de determiner la composition exacte de l'alliage eutectique. b) Traitement thermique. La cinetique de coalescence de l'eutectique a ete etudiee par voie micrographique et en suivant l'evolution de la durete. Les resultats obtenus indiquent que le phenomene est plus rapide dans les alliages Al-Pu que dans les alliages AI-U. c) Etude micrographique de la transition XAI{sub 3} {yields} XAl{sub 4}. La reaction peritectique XAI{sub 3} + Iiq. {yields} XAI{sub 4} a ete supprimee par trempe. La transformation de la phase XAI{sub 3} a l'etat solide a ete etudiee ainsi que l'effet de faibles additions de silicium sur la cinetique de cette reaction. (auteur)

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)

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

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

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)

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)

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)

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

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

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

r et t groupees est propose qui comporte une approximation pour l'original du facteur d'extremite; cela permet de remplacer la serie des modes harmoniques radiaux de l'expression classique par une fonction unique. Cette nouvelle formulation semble particulierement interessante dans le cas des reacteurs de grandes dimensions et a grand temps de vie, ainsi que chaque fois que les harmoniques jouent un role important. (auteur)

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1964-07-01

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

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

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

Étude du comportement structural de l'alliage NC 19 Fe Nb (Inconel 718)

Science.gov (United States)

Slama, C.; Cizeron, G.

1997-03-01

In the as-received state (following a double treatment at 720 and 620 °C), the structure of INC 718 consists of a γ matrix, intergranular β precipitates and (Nb,Ti)C carbides; moreover, γ{'} and γ{''} phases have precipitated in the matrix. Using different methods, the structural behaviour was analyzed which led to distinguish the temperature ranges in which occurs precipitation or dissolution of β, γ{'} and γ{''} phases on heating and to define the optimum conditions of homogeneization. Furthermore a CCT diagram for INC 718 has been drawn showing the respective precipitation of γ{'}, γ{''} and β phases as a function of the cooling rate applied from 990 °C. L'étude de l'alliage Inconel 718 (NC 19 Fe Nb) a permis de montrer que sa structure, dans l'état de livraison (après double revenu à 720 puis 620 °C), consiste en une matrice γ avec des précipités β intergranulaires et des carbures du type (Nb,Ti) C ; en outre, la matrice contient des précipités des phases γ{''} et γ{'}. L'analyse du comportement structural de l'alliage à l'aide de différentes méthodes physiques a conduit à délimiter les domaines de température dans lesquels interviennent, au chauffage, la précipitation ou la dissolution des phases β, γ{'}, γ{''} et de définir les conditions optimales d'homogénéisation. Le diagramme T.R.C. de l'Inconel 718 a ensuite été tracé : les intervalles de température dans lesquels interviennent les précipitations respectives des phases γ{'}, γ{''} et β en fonction de la vitesse de refroidissement imposée depuis 990 °C, ont ainsi pu être précisés.

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1964-07-01

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

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1958-07-01

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

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1956-07-01

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

834-IJBCS-Article- Dr seydou Sourabie

African Journals Online (AJOL)

DR GATSING

vise à évaluer l'activité antibactérienne de deux extraits de feuilles (un extrait méthanolique et un totum alcaloïdique) qui ont été testés contre cinq .... puis centrifugé à 2000 tours/min pendant 5 min. Le produit de centrifugation est ensuite ... Le solvant après refroidissement est séché sur du sulfate de sodium anhydre, puis ...

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)

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1964-07-01

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

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1963-07-01

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

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1966-06-15

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

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)

Actes des 5èmes Journées Scientifiques du GDR3544 Sciences du Bois. Journées Annuelles du GDR 3544 Sciences du Bois

OpenAIRE

CHAPLAIN, Myriam; CARE, Sabine; GRIL, Joseph

2016-01-01

Le Groupement de Recherche en Sciences du bois (GDR3544 Sciences du Bois) a été créé en 2012 par le CNRS et renouvelé en 2016 pour 5 ans. La mission de ce groupement est : (1) de structurer la recherche sur le bois en France pour lui donner une visibilité nationale, (2) de contribuer au développement de la formation en sciences du bois et (3) de servir de relai aux réseaux internationaux de sciences du bois. Les 5èmes journées annuelles du GDR Bois ont été organisées à Bordeaux, au domaine du...

Effets de la microdose sur la production du niébé, du mil et du ...

African Journals Online (AJOL)

Effets de la microdose sur la production du niébé, du mil et du sorgho en fonction la toposéquence. Fatimata Saba, Sibiri Jean Baptiste Taonda, Idriss Serme, Alimata A. Bandaogo, Augustin P. Sourwema, Adama Kabre ...

L'administration du travail et la production du droit du travail (1906-1960). : Note de synthèse du rapport de recherche

OpenAIRE

Le Crom , Jean-Pierre

2007-01-01

Synthèse d'un rapport de recherche dont l'objectif est d'appréhender le rôle de l'administration centrale du travail dans la production du droit du travail. Deux dimensions sont explorées : le profil des rédacteurs et l'organisation des structures.

Study of the quenching and subsequent return to room temperature of uranium-chromium, uranium-iron, and uranium-molybdenum alloys containing only small amounts of the alloying element; Etude de la trempe et du revenu a la temperature ordinaire d'alliages uranium-chrome, uranium-fer et uranium-molybdene, a faible teneur en element d'alliage

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1960-09-15

/s. He has however observed the formation of several martensitic structures. (author) [French] Grace a un appareillage qui permet d'effectuer les traitements thermiques prealables sous vide, de conduire la trempe dans une atmosphere d'argon tres pur et d'enregistrer a la fois les courbes de refroidissement temperature-temps et la courbe dilatometrique, l'auteur a etudie les transformations que subissent les alliages uranium-chrome, uranium-fer et uranium-molybdene pendant leur trempe et leur revenu ulterieur a la temperature ordinaire. Dans les alliages uranium-chrome et uranium-fer, la temperature de debut de la transformation {gamma} {yields} {beta} varie tres peu avec la vitesse de refroidissement. Dans les alliages uranium-molybdene a 2,8 at. Mo pour cent, elle est abaissee de 120 deg. C pour une vitesse de refroidissement de 500 deg. C/minute. La temperature de debut de la transformation {beta} {yields} {alpha} est abaissee de 170 deg. C pour une vitesse de refroidissement de 500 deg. C/minute dans l'alliage uranium-chrome a 0,37 at. Cr pour cent. Elle est assez peu modifiee dans le cas des alliages uranium-fer. L'addition de chrome ou de fer permet de retenir la forme {beta} a la temperature ordinaire par trempe depuis les domaines {beta} et {gamma}. Particulierement instable, la phase {beta} se transforme en aiguilles {alpha}, des la temperature ordinaire, suivant une loi de transformation autocatalytique analogue a la loi de transformation martensique de l'austenite dans le cas du chrome et a la loi de transformation bainitique de l'austenite dans le cas du fer. La phase {beta} obtenue par trempe depuis le domaine {beta} est plus stable que celle que l'on retient par trempe depuis le domaine {gamma}. Le chrome est un stabilisant de la phase {beta} plus efficace que le fer. Malheureusement il provoque une fissuration importante. La transformation {beta} {yields} {alpha} des alliages uranium-chrome a la temperature ordinaire a ete enregistree par

Special metallurgy - the electrical butt-welding by flashing of sintered magnesium-magnesium oxide composites (1963); Metallurgie speciale - le soudage electrique en bout par etincelage du composite fritte magnesium-magnesie (1963)

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1963-07-01

phenomenes electriques lies a l'etincelage. A cote de cette partie generale ou theorique, nous avons applique ce procede de soudage a la liaison du magnesium fritte, composite magnesium-magnesie, dont l'utilisation comme element de structure dans les reacteurs nucleaires est envisagee. (auteur)

Special metallurgy - the electrical butt-welding by flashing of sintered magnesium-magnesium oxide composites (1963); Metallurgie speciale - le soudage electrique en bout par etincelage du composite fritte magnesium-magnesie (1963)

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1963-07-01

pendant le soudage et aux phenomenes electriques lies a l'etincelage. A cote de cette partie generale ou theorique, nous avons applique ce procede de soudage a la liaison du magnesium fritte, composite magnesium-magnesie, dont l'utilisation comme element de structure dans les reacteurs nucleaires est envisagee. (auteur)

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1958-07-01

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

Non-Destructive Methods for Determining Burn-Up in Nuclear Fuel; Methodes Non Destructives d'Evaluation du Taux de Combustion dans le Combustible Nucleaire; Metody opredeleniya vygoraniya v yadernom toplive bez razrusheniya obraztsa; Metodos No Destructivos para Determinai el Grado de Combustion de los Elementos Combustibles Nucleares

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

McGonnagle, W. J. [Illinois Institute of Technology, Chicago, IL (United States)

1966-02-15

is of secondary importance and the cooling time is unimportant. Also, there is more precise nuclear data for the stable fission products. Of the stable isotopes produced during the fission process, zirconium, molybdenum, ruthenium, and neodymium appear to be the most useful. The proposed non-destructive methods using stable isotopes will be discussed. (author) [French] Il est a la fois utile et souhaitable d'utiliser des methodes non destructives pour proceder a la mesure quantitative du taux de combustion des elements combustibles d'un reacteur nucleaire. L'ideal serait de pouvoir analyser le combustible a l'aide d'une methode ne necessitant pas de renseignements particuliers sur les spectres des neutrons, le schema d'irradiation ou le temps de refroidissement. Les isotopes radioactifs et les isotopes stables resultant du processus de fission qui sont presents dans un element combustible irradie caracterisent son irradiation. Malheureusement, que l'analyse soit effectuee au moyen de methodes destructives ou non destructives, les resultats obtenus varient en fonction du spectre de neutrons, du schema d'irradiation et du temps de refroidissement. Deplus, l'absence de donnees nucleaires precises, comme les valeurs des section efficaces, influe sur tous les calculs qui peuvent etre effectues. L'analyse non destructive est egalement genee par la presence de champs de rayonnements intenses qui augmentent le bruit de fond. Il est difficile d'etablir des normes utiles et realistes. Bien que, dans l'etat actuel de la technique, les methodes non destructives n'aient pas toute la precision et l'exactitude voulues, elles presentent neanmoins un grand interet' notamment dans les cas ou il faut obtenir rapidement et economiquement une valeur approximative du taux de combustion. Plusieurs methodes non destructives d'evaluation du taux de combustion sont actuellement appliquees, a l'etude ou en projet. Plusieurs types de spectrometres sont utilises pour la mesure du rayonnement

Effet du Pediococcus acidilactici sur le bilan lipidique sanguin du ...

African Journals Online (AJOL)

Les résultats relatifs aux performances zootechniques ont montré que l'addition du probiotique a amélioré significativement le gain de poids pendant la phase de croissance se traduisant par un indice de consommation meilleur. Les dosages du cholestérol total, des triglycérides, du HDL et du LDL ont été déterminés à la ...

Study of the quenching and subsequent return to room temperature of uranium-chromium, uranium-iron, and uranium-molybdenum alloys containing only small amounts of the alloying element; Etude de la trempe et du revenu a la temperature ordinaire d'alliages uranium-chrome, uranium-fer et uranium-molybdene, a faible teneur en element d'alliage

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1960-09-15

/s. He has however observed the formation of several martensitic structures. (author) [French] Grace a un appareillage qui permet d'effectuer les traitements thermiques prealables sous vide, de conduire la trempe dans une atmosphere d'argon tres pur et d'enregistrer a la fois les courbes de refroidissement temperature-temps et la courbe dilatometrique, l'auteur a etudie les transformations que subissent les alliages uranium-chrome, uranium-fer et uranium-molybdene pendant leur trempe et leur revenu ulterieur a la temperature ordinaire. Dans les alliages uranium-chrome et uranium-fer, la temperature de debut de la transformation {gamma} {yields} {beta} varie tres peu avec la vitesse de refroidissement. Dans les alliages uranium-molybdene a 2,8 at. Mo pour cent, elle est abaissee de 120 deg. C pour une vitesse de refroidissement de 500 deg. C/minute. La temperature de debut de la transformation {beta} {yields} {alpha} est abaissee de 170 deg. C pour une vitesse de refroidissement de 500 deg. C/minute dans l'alliage uranium-chrome a 0,37 at. Cr pour cent. Elle est assez peu modifiee dans le cas des alliages uranium-fer. L'addition de chrome ou de fer permet de retenir la forme {beta} a la temperature ordinaire par trempe depuis les domaines {beta} et {gamma}. Particulierement instable, la phase {beta} se transforme en aiguilles {alpha}, des la temperature ordinaire, suivant une loi de transformation autocatalytique analogue a la loi de transformation martensique de l'austenite dans le cas du chrome et a la loi de transformation bainitique de l'austenite dans le cas du fer. La phase {beta} obtenue par trempe depuis le domaine {beta} est plus stable que celle que l'on retient par trempe depuis le domaine {gamma}. Le chrome est un stabilisant de la phase {beta} plus efficace que le fer. Malheureusement il provoque une fissuration importante. La transformation {beta} {yields} {alpha} des alliages uranium-chrome a la temperature

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

Alimentation du nouveau-ne et du nourrisson dans la region ...

African Journals Online (AJOL)

Alimentation du nouveau-ne et du nourrisson dans la region centrale du togo : pratiques familiales et communautaires avant la mise en oeuvre de la strategie « prise en charge integree des maladies de l'enfant »

Smart Battery Thermal Management for PHEV Efficiency Une gestion avancée de la thermique de la batterie basse tension de traction pour optimiser l’efficacité d’un véhicule hybride électrique rechargeable

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Lefebvre L.

2013-03-01

la disponibilité d’énergie de traction électrique et la durabilité de la batterie. La conception du système de gestion thermique de la batterie basse tension doit donc prendre en compte les exigences requises de la chaîne de traction et du véhicule, la conception et l’architecture du pack batterie, les contraintes d’environnement, au moindre coût et au moindre poids, etc., tout en optimisant les compromis entre ces paramètres souvent antagonistes. Le processus de conception du thermomanagement de la batterie basse tension de traction fait l’objet de la première partie de cet article. Ce processus sera illustré par deux exemples, l’un mettant en oeuvre l’air en provenance de l’habitacle du véhicule et l’autre, par un refroidissement direct via le circuit de réfrigération du véhicule. Pour une application concrète, le processus de décision doit intégrer l’ensemble des modes de thermomanagement étudiés dans ce contexte et les différents paramètres et exigences pris en compte en tant que données d’entrée. La seconde partie de l’article présente un modèle de simulation thermoélectrique simplifié de la batterie basse tension de traction. Quelques résultats de calculs seront présentés à titre d’exemples dans deux perspectives différentes, d’une part, le dimensionnement thermique du système de thermomanagement, et d’autre part, l’optimisation du bilan énergétique du véhicule. Par ailleurs, ce modèle de simulation simplifié a également permis d’identifier et d’évaluer plusieurs stratégies pertinentes de gestion thermique de la batterie. Ces stratégies visent à améliorer l’efficacité et la performance du véhicule tout en ménageant la durée de vie de la batterie. La troisième partie présente certaines de ces stratégies. Parmi celles-ci, le post-refroidissement et le préconditionnement thermique de la batterie basse tension de traction, en préchauffage par conditions froides et en

Portage vaginal du streptocoque du groupe B chez la femme ...

African Journals Online (AJOL)

Introduction: le streptocoque du groupe B est le principal agent impliqué dans les infections materno-fœtales, les septicémies et les méningites du nouveau-né à terme. L'objectif est de déterminer le taux de portage maternel du streptocoque du groupe B (SGB) à terme. Méthodes: un prélèvement vaginal a été réalisé de ...

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

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

Le ministre du Commerce international du Canada rencontre des ...

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

17 juil. 2017 ... La promotion de l'entrepreneuriat, la façon dont le commerce peut profiter aux femmes et à leur famille, et la création d'emplois pour les plus vulnérables étaient au coeur de la discussion en table ronde du ministre du Commerce international du Canada, l'honorable François-Philippe Champagne, et des ...

Modélisation d'un choc thermique doux d'un verre S.S.C en utilisant l'approche thermomécanique

Science.gov (United States)

Malou, Z.; Hamidouche, M.; Madjoubi, M. A.; Bousbaa, C.; Bouaouadja, N.

2005-05-01

Dans ce travail, nous avons étudié l'endommagement du verre silico-sodo-calcique (trois différentes épaisseurs : 2mm, 4mm, et 8mm) par choc thermique descendant. Nous avons utilisé l'approche thermomécanique en terme de facteur d'intensité de contrainte en se basant sur un calcul numérique. Le choc thermique descendant, est la mise en contact brutal d'un échantillon, préalablement chauffé à une température Ti, avec un milieu dont la température Tf est inférieure à Ti. Le gradient thermique engendré induit des contraintes de tension dans les couches superficielles du corps. Ces contraintes peuvent conduire à la rupture du matériau. Les hypothèses prises en compte lors de la simulation sont comme suit : Le refroidissement des échantillons en verre chauffés à différentes températures, inférieures à sa température de transition, est fait par jet d'air à 20° C pendant 6 secondes. Ce temps est suffisant pour que la température des échantillons atteigne l'ambiante. Le coefficient de transfert de chaleur est de 600 W/°C.m2. Les températures chaudes ont été variées entre 100° C et 450° C. Lors des calculs, nous avons intégré, l'évolutions en fonction de la température des propriétés thermoélastiques du verre. Dans un premier temps, nous avons déterminé les températures et les contraintes transitoires dans l'échantillon à tout instant du choc thermique. Ensuite, nous avons déterminé l'évolution du facteur d'intensité de contrainte (FIC) durant le refroidissement. Enfin, les FIC calculés sont comparés à la ténacité (K1c) du matériau. Cette dernière a été mesurée en utilisant la mécanique linéaire de la rupture. Nous avons vérifié que quand le facteur FIC atteint la valeur de la ténacité dans la zone des défauts critiques, ces derniers se propagent d'une manière brutale causant ainsi la dégradation de l'échantillon. Par cette technique, nous avons directement accès à l'écart de température critique

Comparaison du filtre adaptatif RIF et du filtre a base de reseau de ...

African Journals Online (AJOL)

Comparaison du filtre adaptatif RIF et du filtre a base de reseau de neurones pour le filtrage du courant de reference pour la commande du filtre actif parallele. C Benachaiba, A Bassou, B Mazari ...

Etat Du Magnesium Dans Quelques Sols Sales Du Sud Et Du ...

African Journals Online (AJOL)

étude a été réalisée sur 86 échantillons de sols provenant du Centre et du Sud de l´Irak. L\\'expérimentation a consisté, d´une part, à calculer les différents sels dominants dans les sols salés par la méthode de combinaison hypothétique et, ...

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

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)

Heat Transfer and Cooling in Gas Turbines

Science.gov (United States)

1985-09-01

based, as far as the treatment of the combustion chemistry is concerned, on the assumption that all reactions are sufficiently fast for instantaneous...lafficacitC. du refroidissement et Ia masse. a) - Moteurs monoflux Sur le motour ATAR (figure i), le refuloidissement do la chemise soat assturA par...chemise l-6volution de la technologie. Moteurs ATAR 9K50 M53-2 M53-5 M53-P2 Pouss6e 0/0 7040 W_00 N__ 9495 plain gaz PC (daN) 7040 7C00 8810 9495 Taux

Réflexion sur l’origine du processus de segmentation du marche du travail

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Attia Nicole

2006-01-01

Full Text Available (francuski Ce travail propose une réflexion sur l'origine du processus de segmentation du marché du travail par rapport à l'entreprise. Se situe-t-elle au sein même de l'entreprise ou en amont, c'est à dire entre les entreprises? Cela revient à se demander si on peut avoir une approche microéconomique ou macroéconomique de la segmentation et, à s'interroger sur le rôle réel tenu par les firmes dans le processus. Déterminant pour la théorie, ce rôle est à repenser selon la réponse apportée à notre question.

Original Paper Performances comparées du HDL-cholestérol et du ...

African Journals Online (AJOL)

CT/HDL-C) et du HDL-Cholestérol est le meilleur prédicteur du SMet chez les adultes béninois. .... (Canada) et du. Ministère de la Santé du Bénin. Le consentement éclairé écrit a été obtenu de chaque participant avant leur recrutement dans.

Régionalisation du recrutement du personnel de santé au Burkina ...

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

Régionalisation du recrutement du personnel de santé au Burkina Faso ... le ministère a adopté une politique de recrutement régionalisé de certaines catégories du ... de comprendre le contexte dans lequel une telle stratégie a été formulée, ...

35 Typologie des eaux de surface du bassin du Sebou par multi ...

African Journals Online (AJOL)

PR BOKO

2Service de protection de la qualité de l'eau, Agence du Bassin Hydraulique du ... pour montrer l'évolution de la qualité biologique des eaux de surface du ..... Biological Indicators of Freshwater Pollution and Environmental Management,.

Development of an apparatus for measuring the thermal conductivity of irradiated or non-irradiated graphite; Realisation d'un appareil de mesure de la conductibilite thermique du graphite irradie ou non irradie

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Bocquet, M; Micaud, G

1962-07-01

An apparatus was developed for measuring the thermal conductivity coefficient K of irradiated or non-irradiated graphite. The measurement of K at around room temperature with an accuracy of about 6% is possible. The study specimen is placed in a vacuum between a hot and a cold source which create a temperature gradient {delta}{theta}/ {delta}x in the steady state. The amount of heat transferred, Q, is deduced from the electrical power dissipated at the hot source, after allowing for heat losses. The thermal conductivity coefficient is defined as: K = Q/S. {delta}x/{delta}{theta}, S being the cross section of the sample. Systematic studies have made it possible to determine the mean values of the thermal conductivity. (authors) [French] Un appareil de mesure du coefficient de conductibilite thermique K du graphite irradie ou non irradie a ete realise. Utilisant le principe du transfert de chaleur, il permet de mesurer K au voisinage de la temperature ambiante avec une precision de 6 pour cent environ. L'echantillon de graphite etudie est place sous vide entre une source chaude et une source froide qui creent en regime permanent un gradient de temperature {delta}{theta}/{delta}x La quantite de chaleur transferee Q est deduite de la puissance electrique dissipee dans la source chaude en deduisant les pertes thermiques. Le coefficient de conductibilite thermique est defini par: K = Q/S. {delta}x/{delta}{theta} S designant la section de l'echantillon. Des etudes systematiques ont permis de determiner pour differents graphites non irradies les valeurs moyennes des coefficients de conductibilite thermique. Ces etudes ont mis en evidence pour un type de graphite donne, l'influence de la densite apparente sur le coefficient de conductibilite thermique. A partir de mesures effectuees sur des echantillons de graphite irradies preleves par carottage dans les empilements des reacteurs a moderateur de graphite les variations du rapport K0/Ki en fonction de la dose et de la

Caractérisation des sables et morphologie du fond du lac du ...

African Journals Online (AJOL)

Une analyse sédimentologique et minéralogique réalisée sur un cycle hydrologique entre octobre 2004 et août 2005 a permis d\\'évaluer les charges solides en suspension et de caractériser les sédiments du lac du barrage de Taabo. La concentration moyenne en matières en suspension (12 mg.L-1) et la turbidité ...

Caractérisation des sables et morphologie du fond du lac du ...

African Journals Online (AJOL)

Administrateur

Une analyse sédimentologique et minéralogique réalisée sur un cycle hydrologique entre octobre 2004 et août 2005 a permis d'évaluer les charges solides en suspension et de caractériser les sédiments du lac du barrage de Taabo. La concentration moyenne en matières en suspension (12 mg.L-1) et la turbidité ...

Engagez-vous, devenez délégué(e) du personnel du CERN

CERN Multimedia

Staff Association

2017-01-01

Dans notre ECHO N° 275, nous avons annoncé les élections à venir au Conseil du personnel du CERN. Dans le présent ECHO, nous vous informons du lancement du processus des élections qui débute par le dépôt des candidatures. Tous les titulaires, boursiers et associés, qui sont aussi membres de l’Association du personnel, peuvent s’engager et déposer leur candidature entre le 11 septembre à 08 h 00 et le 13 octobre 2017 à 17 h 00. N’hésitez plus, remplissez le formulaire de candidature, présentez-vous aux élections au Conseil du personnel afin de pouvoir représenter et défendre vos collègues du personnel du CERN. ÊTRE DÉLÉGUÉ(E), C’EST QUOI ? Poser la question à plusieurs d...

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1965-07-01

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

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1963-10-15

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

Ecologie du phytoplancton du lac Kivu

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Sarmento, H.

2008-01-01

Full Text Available Speciation within the African Coffee Pathogen. Cet article analyse s'il est avantageux d'utiliser le compost au lieu de l'engrais minéral pour produire la laitue dans la zone urbaine et péri-urbaine de Yaoundé. Les résultats de terrain montrent l'obtention de rendements et profits plus élevés lorsqu'on utilise le compost. Les résultats de la fonction de production Cobb-Douglas prouvent que l'utilisation du compost est statistiquement significative pour expliquer la variation de rendement de la laitue et que le compost est l'intrant le plus productif. D'autres résultats montrent que le compost fournit la matière organique utile au sol et que les besoins d'irrigation en eau de la culture sont réduits grâce à l'utilisation du compost. Par conséquent, malgré le fait que l'application du compost demande une main-d'oeuvre beaucoup plus élevée, son utilisation est généralement bénéfique pour les agriculteurs vivant aux alentours de Yaoundé. Les programmes de vulgarisation de cet intrant pour encourager son adoption devraient donc figurer parmi les points prioritaires dans la politique agricole du gouvernement camerounais.

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

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

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)

Fiche technique du spermogramme et du spermocytogramme ...

African Journals Online (AJOL)

En Afrique la stérilité du couple constitue un drame social. Selon l'OMS, environ 8 à 12 % des couples africains sont touchés par une infertilité. La responsabilité masculine dans la stérilité est comprise entre 30 à 40%. Les causes de l'infertilité masculine peuvent être l'impuissance et/ ou l'altération du sperme. L'étude de ...

Session du Conseil du CERN : le ministre britannique, Robert Jackson, souligne l'intérêt de on pays pour l'avenir du CERN : décisions du Conseil pour la mise en oeuvre des recommandations du Comité d'évaluation du CERN: départ anticipé pour 200 membres au moins du personnel - mise à jour de la méthode de calcule pour les contributions des Etats Membres au budget

CERN Multimedia

CERN Press Office. Geneva

1988-01-01

Session du Conseil du CERN : le ministre britannique, Robert Jackson, souligne l'intérêt de on pays pour l'avenir du CERN : décisions du Conseil pour la mise en oeuvre des recommandations du Comité d'évaluation du CERN: départ anticipé pour 200 membres au moins du personnel - mise à jour de la méthode de calcule pour les contributions des Etats Membres au budget

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

Effect of pressure on the vacuum cooling of iceberg lettuce

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Ozturk, Hande Mutlu [Pamukkale University, Food Engineering Department, Faculty of Engineering, Denizli (Turkey); Ozturk, Harun Kemal [Pamukkale University, Mechanical Engineering Department, Faculty of Engineering, 20070 Kinikli, Denizli (Turkey)

2009-05-15

Vacuum cooling is known as a rapid evaporative cooling technique for any porous product which has free water. The aim of this paper is to apply vacuum cooling technique to the cooling of the iceberg lettuce and show the pressure effect on the cooling time and temperature decrease. The results of vacuum cooling are also compared with conventional cooling (cooling in refrigerator) for different temperatures. Vacuum cooling of iceberg lettuce at 0.7 kPa is about 13 times faster than conventional cooling of iceberg lettuce at 6 C. It has been also found that it is not possible to decrease the iceberg lettuce temperature below 10 C if vacuum cooling method is used and vacuum pressure is set to 1.5 kPa. (author) [French] Le refroidissement sous vide est connu comme une technique evaporative rapide refroidissant pour n'importe quel produit poreux qui a de l'eau libre. Le but de ce papier est d'appliquer le refroidissement sous vide pour le refroidissement de la laitue et examiner l'effet de la pression sur le temps de refroidissement et la diminution de temperature. Les resultats de refroidissement sous vide sont aussi compares avec le refroidissement conventionnel (refroidissement dans le refrigerateur) pour les differentes temperatures. Le refroidissement a vide de laitue a 0.7 kPa est environ 13 fois plus vite que le refroidissement conventionnel de laitue croquante a 6 C. Il a ete aussi constate qu'il n'est pas possible de diminuer la temperature de laitue ci-dessous 10 C si le refroidissement sous vide est utilise comme methode et la pression a vide est montree a 1.5 kPa. (orig.)

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

Optimization of Hybrid Power Trains by Mechanistic System Simulations Optimisation de groupes motopropulseurs électriques hybrides par simulation du système mécanique

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Katrašnik T.

2013-05-01

Full Text Available The paper presents a mechanistic system level simulation model for mode/big hybrid and conventional vehicle topologies. The paper addresses the Dynamic interaction between different domains: internal combustion engine. exhaust after treatment devices, electric components. mechanical drive train. cooling circuit system and corresponding control units. To achieve a good ratio between accuracy. predictability and computational speed of the model an innovative time domain decoupling is presented, which is based on applying domain specific integration steps to ditferent domains and subsequent consistent cross-domain coupling ol’thefluxes. In addition, a computationally efficient frunieveork for transporting active and passive gaseous species is introduced to combine computational efficiency with the need for modeling pollutant transport in the gas path. The applicability and versatility of the mechanistic system level simulations model is presented through analyses of transient phenomena caused by the high interdependency of the sub-systems, i.e. domains. Results of a hyt’hrid vehicle are compared to results of a conventional vehicle to highlight differences in operating regimes of partiular components that are inherent to particular poster train topology. L’article présente un modèle de simulation au niveau mécanique destiné à la modélisation de topologies de véhicules hydrides et conventionnels. L’article décrit l’interaction dynamique entre différents domaines : moteur à combustion interne, dispositifs de post-traitement d’échappement, composants électriques, chaîne cinématique mécanique, circuit de refroidissement et les unités de contrôle correspondantes. Afin d’obtenir un rapport correct entre précision, prévisibilité et vitesse de calculs du modèle, un découplage innovant du domaine temporel est présenté, lequel est basé sur l’application à différents domaines, d’étapes d’intégration sp

La population du Moyen-Orient et de l'Afrique du Nord contribue ...

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

29 avr. 2016 ... Le degré d'apport au contenu varie grandement d'une population à l'autre. Si les habitants du Moyen-Orient et de l'Afrique du Nord (région MENA) utilisent Wikipédia, ils y contribuent cependant moins que les populations d'autres régions du monde. Le contenu au sujet de la région MENA est, le plus ...

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1959-07-01

sources solides a partir du melange brut, sans separation; b) separation d'un ou plusieurs produits de fission determines a partir desquels sont confectionnees les sources. L'examen de la composition radioactive du melange de produits de fission resultant de l'exploitation des reacteurs de Marcoule (G1, G2 et G3) montre que le cesium-137 represente a lui seul 30 pour cent de l'energie {gamma} disponible a la sortie de l'usine plutonium, 70 pour cent deux ans apres et pratiquement 100 pour cent au bout de 5 ans. Il n'y a donc qu'un interet minime a entreprendre la confection de sources avec le melange de produits de fission, la separation du cesium ne representant pas un travail plus complique et conduisant a un produit dont les possibilites d'utilisation sont plus nombreuses. Nous avons envisage la separation du cesium-137 par une methode derivee de la methode connue basee sur la precipitation du cesium par l'acide phosphotungstique. Dans les methodes publiees, le phosphotungstate est completement dissous et le cesium est extrait de la solution par echange de cations ou par elimination des ions phosphates et tungstates sur une resine echangeuse d'anions. Nous avons etudie la transformation du phosphotungstate de cesium en phosphate et tungstate de baryum par emploi de l'hydroxyde de baryum qui remet le cesium en solution en hydroxyde. Les avantages sont les suivants: - decontamination plus poussee du cesium-137, sans purification supplementaire; - possibilite de transformation directe en sulfate de cesium; - simplification generale du mode operatoire, et par consequent de l'installation. (auteur)

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1959-07-01

confection de sources solides a partir du melange brut, sans separation; b) separation d'un ou plusieurs produits de fission determines a partir desquels sont confectionnees les sources. L'examen de la composition radioactive du melange de produits de fission resultant de l'exploitation des reacteurs de Marcoule (G1, G2 et G3) montre que le cesium-137 represente a lui seul 30 pour cent de l'energie {gamma} disponible a la sortie de l'usine plutonium, 70 pour cent deux ans apres et pratiquement 100 pour cent au bout de 5 ans. Il n'y a donc qu'un interet minime a entreprendre la confection de sources avec le melange de produits de fission, la separation du cesium ne representant pas un travail plus complique et conduisant a un produit dont les possibilites d'utilisation sont plus nombreuses. Nous avons envisage la separation du cesium-137 par une methode derivee de la methode connue basee sur la precipitation du cesium par l'acide phosphotungstique. Dans les methodes publiees, le phosphotungstate est completement dissous et le cesium est extrait de la solution par echange de cations ou par elimination des ions phosphates et tungstates sur une resine echangeuse d'anions. Nous avons etudie la transformation du phosphotungstate de cesium en phosphate et tungstate de baryum par emploi de l'hydroxyde de baryum qui remet le cesium en solution en hydroxyde. Les avantages sont les suivants: - decontamination plus poussee du cesium-137, sans purification supplementaire; - possibilite de transformation directe en sulfate de cesium; - simplification generale du mode operatoire, et par consequent de l'installation. (auteur)

Néotoponymie contestée à Potchefstroom / Tlokwe (Province du Nord-Ouest, Afrique du Sud

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Myriam Houssay-Holzschuch

2010-09-01

Full Text Available Illustration 1 - Extrait du site de la municipalité de Potchefstroom / TlokweSource : http://www.potch.co.za/newsarchive/streetnames.htmlIllustration 2- Potchefstroom (Afrique du SudAuteur : Béatrice Obry-Guyot, début décembre 2007.Illustration 3 - Extrait du plan Google Map de PotchefstroomSource : Google Map.La question toponymique en Afrique du Sud sur la longue durée porte sur deux thèmes essentiels porteurs de controverses : le plurilinguisme et le marquage symbolique et mémoriel du te...

Ksenia Pimenova, Les sources de savoirs. Le renouveau du bouddhisme et du chamanisme chez les Touvas de la Sibérie du Sud

OpenAIRE

Pimenova, Ksenia

2013-01-01

Cette thèse présente une étude comparative du « renouveau » post-soviétique du chamanisme et du bouddhisme tibétain (école Guélougpa) chez les Touvas, un des peuples autochtones de la Sibérie du Sud (Russie). Ce phénomène a lieu après des décennies de politique antireligieuse (dès la fin des années 1920 jusqu’aux années 1980) ayant abouti à la destruction de la communauté bouddhique et à la marginalisation du chamanisme. Nous analysons le chamanisme et le bouddhisme post-soviétiques comme deu...

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1964-07-01

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

Bulletin du CRDI #124

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

Les femmes jouent un rôle important dans les exploitations minières artisanales et à petite échelle en Afrique subsaharienne. De concert ... Couverture du livre: Une vie saine pour les femmes et les enfants vulnérables · Couverture du livre: Entre el activismo y la intervención · Couverture du livre: Revitalizing Health for All.

Bulletin du CRDI #125

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

L'IOSRS remporte le prix de la diplomatie scientifique · GrowInclusive : la plateforme tant attendue est en construction · Toutes les nouvelles. Activités à venir. Semaine du développement international 2018. Le CRDI célébrera la Semaine du développement international du 4 au 10 février 2018. Suivez-nous sur Twitter et ...

Profils des porteurs du VIH/SIDA au début du traitement ...

African Journals Online (AJOL)

But : Décrire les profils des porteurs de VIH/sida au début du traitement antirétroviral. Matériels et méthode: Les dossiers des porteurs du VIH/sida de la région maritime ont été analysés de mai 2008 à avril 2009 par le comité thérapeutique. Résultats: Parmi les 641 dossiers analysés, 67,40% venaient du district de Yoto.

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)

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)

Les effets du changement climatique dans le bassin du Congo : la ...

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

22 avr. 2016 ... Dans le bassin du fleuve Congo, plus de 80 % des habitants vivent exclusivement de l'agriculture, de la pêche, de l'élevage et de la cueillette, qui sont des activités largement tributaires du climat.

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1959-07-01

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

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1958-07-01

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

(Sorghum bicolor (L.) Moench) du Nord du Burkina Faso

African Journals Online (AJOL)

SARAH

29 déc. 2014 ... sorghos à grains sucrés ont un cycle court et arrivent donc à maturité avant les autres sorghos et le mil d'où leur exploitation comme aliment de soudure par les paysans. L'organisation de la diversité morphologique des accessions de sorghos à grains sucrés du Nord du. Burkina autour principalement des ...

Etude de la transition ferroelectrique-ferroelastique du KD2PO4 forme du front de phase en fonction du gradient thermique

OpenAIRE

Kvítek, Zdeněk

2010-01-01

Etude de la transition ferroelectrique-ferroelastique du KD2PO4 forme du front de phase en fonction du gradient thermique The thesis explores complex process of first order transition of KD2PO4 crystal from tetragonal phase to ferroelectric - ferroelastic orthorhombic phase and back at temperature 209 K. The experimental set up of nitrogeneous cryostat allowes temperature and temperature gradient variations during simultaneous three axes optical sample observations, dielectric measurements. T...

Les Cahiers du CREAD

African Journals Online (AJOL)

Admin

politique de bas prix exercée par la Russie et le Qatar vient confirmer ce constat ; s'ajoute à cela l'entrée éventuelle du gaz non conven- tionnel, dont son prix actuel de 3/4 $US, offre aux USA l'opportunité d'être exportateur de ..... les compagnies à produire en matière du gaz naturel, tels le prix du gaz naturel, le prix des ...

Some particular aspects of control in nuclear power reactors; Quelques aspects particuliers du controle dans les piles atomiques de puissance

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1964-07-01

les differents laboratoires du Commissariat a l'Energie Atomique et de l'Electricite de France. A - Dans le domaine de l'instrumentation, ces etudes portent actuellement sur les technologies utilisees pour le developpement des detecteurs et cables susceptibles de fonctionner a haute temperature; sous rayonnement {gamma} eleve - et sur les techniques d'electronique rapide appliquees aux chambres a fissions qui permettent de faire des mesures de flux neutronique sous rayonnement {gamma} eleve (105 R/h). B - Dans le domaine general du controle et de la securite, les difficultes de redemarrage liees aux empoisonnements par les produits de fission conduisent a des etudes approfondies sur le comportement du reacteur en regime sous-critique. Les perturbations apportees aux mesures neutroniques par le mouvement des barres de controle necessitent une nouvelle organisation des chaines de mesure et de securite neutronique faisant intervenir au niveau de puissance des parametres correcteurs tels que: puissance thermique, temperature, activation Azote 16. En ce qui concerne les demarrages rapides, deux methodes nouvelles sont decrites liees essentiellement a la mesure du taux de fissions en fonction du temps, soit dans le cas d'une liberation continue a vitesse constante et elevee de reactivite, soit dans le cas d'une liberation de reactivite par paliers. Par ailleurs, l'application des techniques de deplacement automatique des detecteurs dans le cas des demarrages normaux semblent apporter une solution rationnelle au controle et a la securite. C - Dans le cadre des techniques ci-dessus, on decrit les dispositifs retenus pour la mesure et le controle de la puissance de la pile EDF III. (auteurs)

L'action du CRDI — le développement du secteur privé

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

Cathy Egan

Le CRDI est du nombre. Il reconnaît depuis longtemps la valeur de l'industrie, des échanges et du commerce comme moteurs de la croissance économique. Grâce au soutien concret qu'il a accordé au développement du secteur privé, le CRDI a appris que deux types d'aide peuvent porter fruit : améliorer le con- texte dans ...

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

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1963-10-15

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

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1962-07-01

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

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1965-10-15

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

Identification des matériaux et étude du bâti : l’exemple du Clos du Cotentin

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Julien Deshayes

2012-04-01

Full Text Available Partant de l’architecture vernaculaire de la Presqu’île du Cotentin, cette étude s’attache à montrer comment l'identification des matériaux de construction, replacée dans une problématique historique, peut fournir un outil d'analyse privilégié du bâti, notamment en matière de chronologie. L'identification des principaux centres carriers et de leur aire d'exportation permet de mieux appréhender l'évolution des modénatures et de raisonner sur des typologies cohérentes. L'acquisition de tels critères d'analyse, peu généralisables hors de régions très délimitées, est nécessairement liée à une expérience prolongée du terrain. L’exemple du Clos du Cotentin offre, en matière d'identification des matériaux et d'étude du bâti, un manifeste en faveur d'une approche topographique approfondie, susceptible de replacer l'architecture rurale dans le cadre d'une évolution historique.Based on the vernacular architecture of the Cotentin peninsula, this article sets out to show how the identification of construction materials, placed in a historical context, can offer a particularly useful tool for analysing buildings, notably for their chronology. The identification of the principle stone quarries and their zones of commercial influence gives information on the evolution of architectural proportions and permits the development of coherent typologies. The acquisition of such analytical criteria is difficult to generalise beyond strictly limited regions and are necessarily linked with in-depth familiarity with the territory concerned. The example that the Clos du Cotentin offers for the identification of building materials and the study of buildings may be seen as a manifesto in favour of a detailed topographical approach, capable of placing rural architecture in the framework of its historical evolution.

Dynamique des populations du foreur des tiges du cacaoyer ...

African Journals Online (AJOL)

Objectif : Le foreur de tiges du cacaoyer, Eulophonotus myrmeleon Felder cause aujourd'hui d'énormes dégâts dans les cacaoyères ivoiriennes. La présente étude vise à déterminer les périodes de fortes attaques de ce déprédateur dans la région du Haut-Sassandra, la deuxième plus grande région de production de ...

Le Developmental Entrepreneurship Program du Massachusetts ...

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

Faire en sorte que les étudiants venant des pays en développement pour étudier au MIT retournent ensuite dans leurs pays respectifs afin d'y concrétiser leurs idées est un souci majeur du MIT, des bailleurs de fonds et du milieu du développement. Ce projet palliera à ce souci en soutenant la formation des fellows du ...

"Cirque du Freak."

Science.gov (United States)

Rivett, Miriam

2002-01-01

Considers the marketing strategies that underpin the success of the "Cirque du Freak" series. Describes how "Cirque du Freak" is an account of events in the life of schoolboy Darren Shan. Notes that it is another reworking of the vampire narrative, a sub-genre of horror writing that has proved highly popular with both adult and…

Suivi après le traitement du cancer du sein

Science.gov (United States)

Sisler, Jeffrey; Chaput, Geneviève; Sussman, Jonathan; Ozokwelu, Emmanuel

2016-01-01

Résumé Objectif Offrir aux médecins de famille un résumé des recommandations fondées sur les données probantes pour guider les soins aux survivantes traitées pour le cancer du sein. Qualité des données Une recherche documentaire a été effectuée dans MEDLINE entre 2000 et 2016 à l’aide des mots-clés anglais suivants : breast cancer, survivorship, follow-up care, aftercare, guidelines et survivorship care plans, en se concentrant sur la revue des lignes directrices publiées récemment par les organismes nationaux de cancérologie. Les données étaient de niveaux I à III. Message principal Les soins aux survivantes comportent 4 facettes : surveillance et dépistage, prise en charge des effets à long terme, promotion de la santé et coordination des soins. La surveillance des récidives ne se traduit que par une mammographie annuelle, et le dépistage d’autres cancers doit suivre les lignes directrices basées sur la population. La prise en charge des effets à long terme du cancer et de son traitement aborde des problèmes courants tels la douleur, la fatigue, le lymphœdème, la détresse et les effets indésirables des médicaments, de même que les préoccupations à long terme comme la santé du cœur et des os. La promotion de la santé met en relief les bienfaits de l’activité chez les survivantes du cancer, avec l’accent mis sur l’activité physique. Les soins aux survivantes sont de meilleure qualité lorsque divers services et professionnels de la santé participent aux soins, et le médecin de famille joue un rôle important dans la coordination des soins. Conclusion Les médecins de famille sont de plus en plus souvent les principaux fournisseurs de soins de suivi après le traitement du cancer du sein. Le cancer du sein doit être considéré comme une affection médicale chronique, même chez les femmes en rémission, et les patientes profitent de la même approche que celle utilisée pour les autres affections chroniques en

ETUDE DU COMPORTEMENT MECANIQUE DU BETON CELLULAIRE AUTOCLAVE PRODUIT EN ALGERIE

Directory of Open Access Journals (Sweden)

R BELOUETTAR

2002-12-01

Full Text Available Ce travail présente une étude expérimentale du comportement mécanique du béton cellulaire autoclavé. L’étude est portée essentiellement sur une série d’essais mécaniques en compression quasistatique à différentes vitesses de déformation variables entre 10-4 s-1 et 10 s-1 et à deux états différents (état sec et état saturé d’eau. En général, l’augmentation de la vitesse de déformation donne une augmentation de la contrainte critique du béton cellulaire autoclavé. Le béton cellulaire autoclavé présente une sensibilité à la vitesse de déformation positive. La valeur du module d’élasticité est proche de la valeur standard (1.5 GPa pour un béton cellulaire autoclavé de masse volumique égale à 500-550 kg/m3.

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)

Operational accidents in EL 2 and EL 3 between 1.1. 1957 and 1.7.1959 (1960); Incidents de fonctionnements a EL 2 et EL 3 entre le 1.1. 1957 et le 1.7. 1959 (1960)

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1960-07-01

The two most important accidents, costing 50 days out of operation for EL3 and 43 days for EL2, were due to the melting of a fuel rod through a cooling defect in a cell; the behaviour of the fuel could not otherwise be considered responsible. (author) [French] Les deux incidents les plus importants qui ont coute 50 jours d'arret pour EL3 et 43 jours pour EL2, ont ete dus a la fusion d'une barre de combustible par defaut de refroidissement dans une cellule, sans que la bonne tenue du combustible puisse, par ailleurs, etre mise en cause. (auteur)

Dynamique des populations du foreur des tiges du cacaoyer ...

African Journals Online (AJOL)

SARAH

30 nov. 2014 ... déprédateur dans la région du Haut-Sassandra, la deuxième plus grande région de production de cacao en. Côte d'ivoire. Méthodologie et résultats : L'étude a été réalisée de 2009 à 2013 dans les plantations villageoises de la région du Haut-Sassandra en Côte d'Ivoire. Les variations des taux d'attaques ...

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1969-07-01

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

La longue marche du mouvement sportif camerounais : l'émergence du Comité Olympique Camerounais (1946–1964

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Charitas Pascal

2016-01-01

Dans ces conditions et selon le statut particulier de ce territoire du « pré-carré » africain de la France, il s'agit de comprendre les étapes de l'institutionnalisation du sport camerounais au sein des atermoiements de la colonisation française puis les processus à l'œuvre dans l'émergence puis la création du Comité Olympique Camerounais (COC, symbole de l'émancipation du sport camerounais et marqueur de son intégration sur la scène sportive internationale, plus particulièrement olympique. Autrement dit, de 1946 et la mise sous tutelle par l'ONU du Cameroun français pour sa partie orientale à 1964 et la première participation du CNO du Cameroun aux Jeux olympiques de Tokyo, l'objectif est de saisir ici le passage d'un sport colonial à un sport postcolonial mettant en exergue le rôle de l'influence française et le rôle des cadres camerounais du secteur sportif.

Sådan kan du bruge optioner og futures

DEFF Research Database (Denmark)

Kohl, Niklas

2017-01-01

Masterclass. Har du brug for at forsikre værdierne i din portefølje i en periode, hvor du forventer stor uro på finansmarkederne, kan du gøre det med optioner eller futures. Her kan du læse om de forskellige typer – og om de muligheder de giver dig.......Masterclass. Har du brug for at forsikre værdierne i din portefølje i en periode, hvor du forventer stor uro på finansmarkederne, kan du gøre det med optioner eller futures. Her kan du læse om de forskellige typer – og om de muligheder de giver dig....

Paysans du Brésil

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Dominique Temple

2007-01-01

Full Text Available Eric Sabourin, « Paysans du Brésil : Entre échange marchand et réciprocité » Paris, Editions Quae, 241p, 30 euros, (préface de Maxime Haubert, 2007Dans la présentation du livre, Maxime Haubert dit :«Cet ouvrage propose une analyse socio-anthropologique et agronomique des sociétés rurales et paysannes du Brésil et des transformations qu'elles ont connues ces dernières décennies, en particulier face aux interventions de l'Etat et à l'expansion du marché capitaliste (.... «Le livre pose d'abor...

Communication du Service juridique et du Département HR à l'attention des membres du personnel domiciliés en France

CERN Multimedia

HR Department

2007-01-01

Déclaration de revenus 2006 Les membres du personnel trouveront ci-après les informations nécessaires sur la manière de remplir la déclaration de revenus 2006, qui doit être retournée au plus tard le 31 mai 2007. Qui doit remplir la déclaration? Comment l'obtenir? Tous les membres du personnel1) domiciliés en France2), qu'ils soient ou non de nationalité française, doivent remplir la déclaration de revenus 2006 sur la base des présentes instructions et la renvoyer signée, au plus tard le 31 mai 2007, au centre des impôts de leur domicile. Les membres du personnel devraient recevoir la déclaration de revenus 2006 fin avril - début mai. Ceux qui ne la recevraient pas directement devront la retirer au centre des impôts, à la trésorerie ou à la mairie de leur domicile ou bien encore la télécharger sur le site internet du Ministère des Finances (www.finances.gouv.fr). Comment remplir la déclaration Les membres du personnel doivent remplir la DECLARATION PAPIER uniquement. Dé...

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.

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1964-07-01

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

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

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

26 Calcul multi-caractéristique du coût du non-qualité via la fonction ...

African Journals Online (AJOL)

PR BOKO

Le coût du non - qualité (CNQ) est un indicateur permettant l'estimation de la marge ..... multicritères de Taguchi en fonction de l'évolution du poids et capacité du ... A Scheduling Example; International Journal of Information and Management.

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

Cartes infographiques du Symposium Afrique de l'Ouest et du Centre

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

fdieudonne

VILLES SÛRES ET INCLUSIVES | AFRIQUE DE L'OUEST ET DU CENTRE. Spécificités de violence, d'exclusion, et de lutte contre la criminalité. République démocratique du Congo: Taux de natalité par femme, en moyenne 10 enfants, très élevé. Exclusion sociale exacerbée : des jeunes enfants accusés de sorcellerie.

Etude aerodynamique d'un jet turbulent impactant une paroi concave

Science.gov (United States)

LeBlanc, Benoit

Etant donne la demande croissante de temperatures elevees dans des chambres de combustion de systemes de propulsions en aerospatiale (turbomoteurs, moteur a reaction, etc.), l'interet dans le refroidissement par jets impactant s'est vu croitre. Le refroidissement des aubes de turbine permet une augmentation de temperature de combustion, ce qui se traduit en une augmentation de l'efficacite de combustion et donc une meilleure economie de carburant. Le transfert de chaleur dans les au bages est influence par les aspects aerodynamiques du refroidissement a jet, particulierement dans le cas d'ecoulements turbulents. Un manque de comprehension de l'aerodynamique a l'interieur de ces espaces confinees peut mener a des changements de transfert thermique qui sont inattendus, ce qui augmente le risque de fluage. Il est donc d'interet pour l'industrie aerospatiale et l'academie de poursuivre la recherche dans l'aerodynamique des jets turbulents impactant les parois courbes. Les jets impactant les surfaces courbes ont deja fait l'objet de nombreuses etudes. Par contre des conditions oscillatoires observees en laboratoire se sont averees difficiles a reproduire en numerique, puisque les structures d'ecoulements impactants des parois concaves sont fortement dependantes de la turbulence et des effets instationnaires. Une etude experimentale fut realisee a l'institut PPRIME a l'Universite de Poitiers afin d'observer le phenomene d'oscillation dans le jet. Une serie d'essais ont verifie les conditions d'ecoulement laminaires et turbulentes, toutefois le cout des essais experimentaux a seulement permis d'avoir un apercu du phenomene global. Une deuxieme serie d'essais fut realisee numeriquement a l'Universite de Moncton avec l'outil OpenFOAM pour des conditions d'ecoulement laminaire et bidimensionnel. Cette etude a donc comme but de poursuivre l'enquete de l'aerodynamique oscillatoire des jets impactant des parois courbes, mais pour un regime d'ecoulement transitoire, turbulent

Protéger les collectivités côtières du nord du Maroc | CRDI - Centre ...

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

3 févr. 2011 ... Élévation du niveau de la mer, ondes de tempête, inondations littorales : les ... Un plan d'action en matière de gestion intégrée du littoral et une nouvelle ... du territoire sans recourir à un guide de la dynamique du milieu côtier. ... local, et encore moins de contrôle sur les terres dont elles sont tributaires.

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1963-01-15

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

Effets du travail du sol sur le comportement chimique et biologique ...

African Journals Online (AJOL)

SARAH

31 juil. 2017 ... RESUME. Objectif : L'objectif de cette étude est de comparer les effets de six techniques culturales de mise en place du blé tendre sur certaines propriétés chimiques et biologiques du sol et les conséquences sur le rendement grain et ses composantes dans la région «non chernozem» en 7ème années ...

Coordonnateur du bureau d'assistance | CRDI - Centre de ...

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

Résumé des fonctions. En tant que membre de l'équipe du Bureau d'assistance au sein de la Section du service à la clientèle (SSC), le coordonnateur du Bureau d'assistance offre au personnel du Centre et aux autres utilisateurs reconnus des installations TI du Centre un soutien de première ligne en matière d'utilisation ...

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)

Lettre ouverte au Président du Conseil du CERN

CERN Document Server

Association du personnel

2010-01-01

Genève, le 1er février 2010 Monsieur le Président, Les membres de la Caisse de pensions, actifs et pensionnés, sont à la fois très inquiets et indignés par la manière avec laquelle le Conseil traite la question, devenue alarmante, de l’équilibre de la Caisse. Dès 2004 en effet, l’étude actuarielle avait alerté le Conseil au sujet du déficit technique du régime et de l’insuffisance du financement de son plan de prestations. Le Conseil s’est alors contenté de mettre en place un mécanisme de sous indexation des pensions – arbitraire et discriminatoire dans la mesure où il ne fait appel qu’à la solidarité des pensionnés – et de décider une augmentation minime des contributions à la Caisse, une mesurette ...

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

Ved du, hvad der er i dine varer, når du handler?

DEFF Research Database (Denmark)

Phillip, Anja; Smith, Viktor

2016-01-01

I supermarkedet på vej hjem køber du ind til madpakken. Ved kølemontren med pålæg ser du en pakke Gårdlykke Hønsesalat. ... Måske vælger du den uden at tænke nærmere over hvorfor, eller fordi emballagen og navnet får hønsesalaten til at fremstå lokal, hjemmelavet eller økologisk. ... Alt dette ba...... bakkes op af resultaterne fra årelang forskning på CBS, hvor universitetets forskergruppe Fair-Speak har undersøgt emballagernes måde at påvirke forbrugerne til at købe produktet....

Étude de la qualité des eaux usées des deux retenues du bassin du ...

African Journals Online (AJOL)

SARAH

31 mai 2017 ... Gourou au carrefour de l'Indénié à Abidjan en 2012. 11138. Journal of Applied .... retenues sont nées du projet de gestion intégrée du bassin du Gourou (CI-FAD, ..... Contrôle de la qualité microbiologique des eaux usées ...

fibrosarcome du larynx

African Journals Online (AJOL)

pie du lit tumoral est employée comme complément thé- rapeutique [9] alors que la chimiothérapie est générale- ment indiquée dans les formes métastatiques. Le pronos- tic dépend essentiellement du degré de différentiation his- tologique. En fait, le fibrosarcome bien différencié est caractérisé par la fréquence de récidive ...

Au fil du temps (1976 ou la loi du seuil

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Isabelle Singer

2010-04-01

Full Text Available Ayant choisi de vivre dans un camion, les héros d’Au fil du temps (film de Wim Wenders de 1976 font du seuil une expérience particulière. Celle de la rupture avec toute idée de foyer et celle du refus d’appartenance à la terre natale, cette terre allemande traversée par une frontière le long de laquelle ils vont voyager, et qui les renvoie à chaque instant aux traumatismes de l’Histoire. Sur le pare-brise du camion, l’extérieur (campagnes indifférenciées, villes à l’abandon… et l’intérieur se superposent. Au fil du temps questionne le paysage : il s’agit d’en décoller un à un les mythes qui le recouvrent. L’image alors n’est plus surface mais volume à traverser, à lacérer et découvrir ce qui est tissé dans le paysage. La démarche de Wenders est alors proche de celle d’un de ses contemporains : Anselm Kiefer. Le paysage allemand provoque le rejet parce qu’il y a là toujours plus que le visible : des strates et des strates de culpabilité que le mythe - et c’est sa fonction - a recouvert. Et qu’il s’agira ici, de soulever. Le choix du nomadisme, c’est celui d’un état de l’humanité antérieur à l’idée de patrie. Et c’est aussi celui de la solitude, comme prix à payer à ce refus d’appartenance et à cette mise à jour des mythes. L’appartenance à la terre allemande et à son Histoire est profondément problématique parce que les pères sont fondamentalement coupables. On se reconnaîtra alors des pères de substitution : des pères de cinéma (Nicholas Ray ou Fritz Lang. Et l’on substituera l’Histoire du cinéma à l’Histoire. Bruno est réparateur ambulant de projecteurs et Au fil du temps dressera, au gré de ses pérégrinations, un état des lieux du cinéma allemand des années soixante-dix : déliquescent, colonisé par les images hollywoodiennes. Il faut que cela change : état du cinéma ; état des protagonistes solitaires en quête d’une identit

Hausse du niveau des océans et perte de terres dans le delta du Nil ...

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

9 juin 2016 ... Au moyen de systèmes d'information géographique (SIG), des chercheurs subventionnés par le CRDI ont déterminé les zones littorales du delta du Nil qui pourraient être touchées par la hausse du niveau des océans. Il pourrait en résulter d'importantes pertes de terres d'ici 2100. Selon les plus récentes ...

Les mots du jazz

OpenAIRE

Roueff, Olivier

2007-01-01

L’ouvrage d’André Schaeffner constitue la première analyse savante du jazz (1926). Il a marqué une étape importante dans le processus de réinvention du jazz en France en contribuant notamment, par sa réception et les polémiques qu’il a suscitées, à transformer l’identification du jazz d’une musique « américaine » à une musique « noire-américaine » (c’est-à-dire aux « racines » africaines). Les analyses proposées dans cet ouvrage, alors qu’elles désignaient des musiques que la critique de jazz...

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

CERN Multimedia

Maximilien Brice

2012-01-01

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

Les outils du CERN

CERN Multimedia

1999-01-01

C'est le plus grand centre mondial de recherche en physique des particules. Les outils du Laboratoire, accélérateurs et détecteurs de particules, figurent parmi les instruments scientifiques les plus complexes au monde. Des prix Nobels ont d'ailleurs été attribués aux physiciens du CERN pour leurs développements.

Évaluation du nouveau programme d'études du College of Health ...

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

Ces changements étaient jugés nécessaires pour préparer les professionnels de la santé aux nouvelles exigences de la prestation de services de santé décentralisés, pour juguler les nouvelles pandémies comme celles du VIH/sida et du virus Ébola, ainsi que pour répondre aux besoins des malades dans les zones ...

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)

L’écriture du temps dans Robinson Crusoe

OpenAIRE

Bulckaen, Denise

2018-01-01

“Le récit est une séquence deux fois temporelle... il y a le temps de la chose-racontée et le temps du récit (temps du signifié et temps du signifiant)”. Cette citation se trouve au début du chapitre que Genette consacre à “Ordre” dans Figures III. Elle s'applique à de nombreux romans, mais elle est particulièrement intéressante quand on considère le roman de forme autobiographique. Le décalage entre “le temps du signifié” et “le temps du signifiant” est plus ou moins grand selon les romans. ...

Établissements recevant du public

CERN Document Server

2014-01-01

Synthèse pour les installations électriques, des règles de sécurité contre les risques d’incendie et de panique dans les établissements recevant du public (ERP), selon l’arrêté du 25 juin 1980 modifié. L'ouvrage traite à la fois des dispositions communes aux établissements du 1er groupe (1ère à 4ème catégorie), du 2ème groupe (5ème catégorie) et des règles particulières applicables aux différents types d'établissements (structures d'accueil pour personnes âgées ou handicapées, hôtels, magasins de vente, restaurants et débit de boisson, établissements de soins, administration, châpiteaux, etc...) Sont ainsi notamment traités, dans le cadre des dispositions communes aux établissements du 1er groupe, pour les installations électriques normales : les installations des appareils, tableaux et canalisations, les locaux électriques et installation de machines, l'éclairage normal des locaux accessibles au public, le chauffage et la ventilation, l'installation d'eau chaude sanita...

du Chott Marouane

African Journals Online (AJOL)

plancton de 90 µm de vide de maille. Ils ont été conservés dans du formol à 5%. L'identification de l'espèce est basée sur des critères morphologiques [20]: la forme des furcas, les lobes frontaux des antennes des mâles, de l'organe copulateur (pénis) et du sac ovigère. Le comptage des soies furcales a été réalisé. L'étude ...

OGM : vers une définition commune du contenu du problème ?

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Icart Jean-Claude

2001-07-01

Full Text Available Les divergences croissantes depuis des années entre experts, responsables économiques, et acteurs sociaux et « citoyens » au sujet des OGM, ont pu être analysées à juste titre, comme exprimant la difficulté de dégager une « définition commune du contenu du problème »1.

L’Association du personnel (AP) en réunion du Directorat élargi (ED) !

CERN Multimedia

Staff Association

2017-01-01

Le 3 avril dernier, la Vice-Présidente et le Président de l’Association du personnel ont présenté en réunion du Directorat élargi (Directeurs et Chefs de départements et d’unités) le plan des activités de l’Association du personnel pour 2017 et ont fait part des préoccupations de l’AP. Cinq sujets ont été abordés en commençant par la mise en œuvre des décisions prises dans le cadre de l’examen quinquennal de 2015. Examen quinquennal – suivi (voir Echo n° 257) 2016 – Principales mises en œuvre De nombreux changements ont déjà été mis en place en 2016 : Révision des Statut et Règlement du personnel en janvier 2016, pour les aspects de diversité, et en septembre 2016, pour la ...

Les Cahiers du CREAD

African Journals Online (AJOL)

Admin

6 juil. 2007 ... La problématique du développement du secteur de l'artisanat en. Algérie a été très peu abordée par les chercheurs, qu'ils soient universitaires ou .... La loi a institué une taxe d'apprentissage dont le taux a été fixé à. 1% de la ...

Consolidation du leadership en recherche en écosanté en Asie du ...

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

1 juin 2016 ... Financée par le CRDI, l'Initiative de renforcement du leadership en recherche en écosanté en Asie du Sud‑Est appuie l'exécution, dans la région, de travaux de recherche qui visent à permettre de mieux comprendre les effets de la transformation de l'agriculture sur les écosystèmes et sur la santé humaine ...

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

Le Silurien du Synclinorium de Moncorvo (NE du Portugal): Biostratigraphie et Importance Paléogéographique

Czech Academy of Sciences Publication Activity Database

Sarmiento, G. N.; Picarra, J. M.; Rebelo, J. A.; Robardet, M.; Gutiérrez-Marco, J. C.; Štorch, Petr; Rábano, I.

1999-01-01

Roč. 32, č. 5 (1999), s. 749-767 ISSN 0016-6995 R&D Projects: GA AV ČR Projects 351 et 421 du Programme International de Corrélation Géologique et au Projet Iberian Variscides du programme Europrobe, Projet 061-B0 du Programme de Coopération Scientifique et Technique Franco-Portugais Subject RIV: DB - Geology ; Mineralogy Impact factor: 0.736, year: 1999

Le Flaubert de Charles Du Bos

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Jacques Neefs

2009-01-01

Full Text Available Charles Du Bos a porté une attention constante à l’œuvre de Flaubert (à l’exclusion de Bouvard et Pécuchet qui semble ne pas exister pour lui, à Madame Bovary et à L’Éducation sentimentale en particulier. La mise en relation de son étude : « Sur le milieu intérieur chez Flaubert », écrite en 1921, avec des textes du Journal de 1923 et de 1937, les rapprochements avec Gogol, Thomas Hardy, Tolstoï, Baudelaire, Henry James qui traversent les écrits de Du Bos, permettent de suivre ce que celui-ci décrit comme « l’expérience spirituelle » d’une matérialité comprise dans la conquête de la triple exigence du Beau, du Vivant et du Vrai. Du Bos décèle la force de l’œuvre de Flaubert dans la « disproportion » du style, et dans la puissance d’absorption qui fait la densité de cette prose, et qui désigne un extraordinaire travail de conversion. L’obscure expérience spirituelle ainsi poursuivie est celle d’un absolu de l’art, expérience paradoxale d’un « mystique qui ne croit à rien » (comme se désignait Flaubert lui-même, que le critique lie à une interrogation sur sa propre conversion.Charles Du Bos devoted an unflagging attention to Flaubert’s work (except for Bouvard et Pécuchet, which, apparently, according to him did not exist, to Madame Bovary and in particular L’Éducation sentimentale. The connection between his essay “Sur le milieu intérieur chez Flaubert”, written in 1921, and extracts from his Journal, from 1923 to 1937, the comparisons with Gogol, Thomas Hardy, Tolstoy, Baudelaire, and Henry James that run through the writings of Du Bos, allow us to follow what he terms “the spiritual experience” of a materiality encompassed in the conquest of the triple demand of the Beautiful, the Living, the Truth. Du Bos detects the power of Flaubert’s work in the “disproportion” of his style, and the power of absorption that forms the density of his prose, showing an

Droit du dommage corporel systèmes d'indemnisation

CERN Document Server

Lambert-Faivre, Yvonne

2015-01-01

Le Droit du dommage corporel est aujourd'hui une spécialité reconnue, à la convergence du droit civil et du droit pénal, du droit de la consommation et du droit de l'environnement, du droit de la sécurité sociale et du droit des transports, etc. La sécurité et l'intégrité de la personne humaine sont des droits fondamentaux où l'exigence éthique et l'équité confortent la règle juridique pour tenter d'indemniser les victimes de dommages corporels avec efficacité et transparence. Dans tous ces domaines, cette 8e édition rend compte de l'actualité du droit du dommage corporel : jurisprudence détaillée sur la nomenclature des préjudices réparables, à l'heure où sa consécration par décret reste en suspens, évaluation médicale et monétaire des préjudices, actualité jurisprudentielle du recours des tiers payeurs (article 25 de la loi du 21 décembre 2006 et ses difficultés d'application), sécurité sociale, responsabilité médicale et indemnisations des victimes d'accidents médica...

De Paris à Lyon. Les mutations éditoriales du «Lancelot du Lac»

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Gaëlle Burg

2015-07-01

Full Text Available Lancelot du Lac est le premier roman arthurien imprimé à la Renais­sance. Dans sa première édition parue en 1488, qui réunit deux imprimeurs (Jean Le Bourgeois à Rouen et Jean Du Pré à Paris, un découpage et un prologue inédits sont ajoutés par le remanieur. Le texte sera réédité six fois par divers imprimeurs-libraires parisiens jusqu’en 1533. L’édition de luxe d’Antoine Vérard (1494, destinée au roi Charles VIII, présente d’importantes modifications effectuées dans un but commercial. Après une longue période d’accalmie qui signe le début du déclin de la vogue des romans de chevalerie médiévaux, Benoît Rigaud publie à Lyon, sous une forme considérablement abrégée, la dernière édition connue du Lancelot au XVIe siècle (1591. Si elle ne présente que peu d’intérêt littéraire, elle apporte cependant des informations concernant les pratiques éditoriales et les goûts du  lecteur de la fin du XVIe siècle. De Paris à Lyon, entre renaissance et déclin, le parcours éditorial d’un incontournable roman arthurien.Lancelot du Lac is the editio princeps of an Arthurian romance in Renaissance France. The first edition in 1488, which brings together two printers (Jean Le Bourgeois from Rouen and Jean Du Pré from Paris, offers original arrangement and prologue added by the compositor. The text will be published six times by various printers and booksellers in Paris until 1533. The luxurious edition from Antoine Vérard (1494 dedicated to King Charles VIII provides interesting transformations in commercial purposes. After a long time without edition, showing the beginning of chivalry literature’s decline, Benoît Rigaud publish in Lyon, in a greatly abbreviated form, the last known edition of Lancelot in the XVIth century (1591. If it presents no literary interest, it provides nevertheless informations about editorial practices and reader’s tastes from the end of Renaissance France. From Paris to

Les premiers tours du monde à forfait. L’exemple de la Société des Voyages d’Etudes Autour du Monde (1878)

OpenAIRE

Gauthier, Lionel

2012-01-01

Dans la seconde moitié du XIXe siècle, avec le développement du bateau à vapeur et du chemin de fer, et l’ouverture de nouveaux axes de transport comme le Canal de Suez, le voyage autour du monde devient envisageable pour les touristes. Ainsi, dès 1872 des tours du monde à forfait sont organisés, ce qui témoigne de l’entrée du voyage autour du monde dans l’industrie touristique naissante. Cet article étudie ces premiers voyages d’un nouveau genre à travers l’exemple de la Société des Voyages ...

Les dispositifs du Net art

OpenAIRE

Fourmentraux, Jean-Paul

2010-01-01

La pratique du Net art radicalise la question du potentiel communicationnel d’un média —Internet— qui constitue tout à la fois le support technique, l’outil créatif et le dispositif social de l’œuvre. Les technologies de l’information et de la communication (TIC) placent en effet l’œuvre d’art au cœur d’une négociation socialement distribuée entre l’artiste et le public. L’article est focalisé sur cette construction collective du Net art et sur ses mises en scènes. Il montre le travail artist...

Bassins versants du Loup, de la Cagne et du Malvan

OpenAIRE

Lepère, Cédric; Lautier, Laurence; Pellegrino, Emmanuel

2013-01-01

Identifiant de l'opération archéologique : 8453 Date de l'opération : 2007 (PC) ; 2007 (PI) Inventeur(s) : Lepère Cédric (AUT) ; Lautier Laurence (AUT) ; Pellegrino Emmanuel (AUT) Une campagne de prospection inventaire a été effectuée pendant trois mois, dans les bassins-versants de la Cagne, du Loup et du Malvan qui regroupent les communes de Cagnes-sur-Mer, Villeneuve-Loubet, La Colle-sur-Loup, Saint-Paul-de-Vence, Vence, Saint-Jeannet, Bezaudun, Tourrettes-sur-Loup, Roquefort-les-Pins, Le ...

Visite du Conseil des gouverneurs du CRDI en Afrique de l'Est ...

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

17 oct. 2017 ... La délégation dans la communauté La délégation à l'école féminine. La délégation avec les membres du Women's Group. Durant la visite, Jean Lebel et Molapo Qhobela, directeur général de la Fondation nationale de la recherche de l'Afrique du Sud, ont annoncé les projets retenus au Kenya et en ...

La L.O.L.F. et les projets annuels de performance (P.A.P.) : Elaboration des figures du citoyen, de l'usager, du contribuable et du service public

OpenAIRE

Eyraud, Corine

2006-01-01

Nous nous intéresserons ici à la fois aux questions de la mesure des effets de l'action publique - ici l'action publique éducative universitaire -, aux dispositifs qui « construisent » les figures de l'usager (en tant que client ?), du citoyen, du contribuable et du service public, et aux nouvelles formes de démocratie que ces dispositifs génèrent (ou pas).

COMMUNICATION DU CREDIT AGRICOLE - French version only

CERN Multimedia

2003-01-01

La Direction du Crédit Agricole informe son aimable clientèle du CERN des jours et heures d'ouverture de l'agence du site de Prévessin à compter du mardi 14 janvier 2003 : 1. Horaires pour les opérations bancaires courantes 7 jours sur 7 et 24h/24 avec l'espace libre service bancaire. 2. Horaires conseil du mardi au vendredi - Mardi, de 9h. à 12h. et de 14h.15 à 16h.30. - Mercredi, jeudi et vendredi, de 9h. à 12h. et de 13h.30 à 16h.30. Deux collaboratrices au lieu d'une seront désormais présentes toute la journée du mardi au vendredi pour vous accueillir, vous informer et vous conseiller en crédits et placements (réception conseil sur rendez-vous). Autre nouveauté : les mêmes conseillers seront aussi à votre disposition le samedi, sur notre agence de Gex, de 8h.15 à 13h.05, notamment pour les études de financements habitat. La Direction et toute l'équipe de l'agence du Crédit Agricole vous souhaitent une excellent année 2003.

Paul Celan in Translation: "Du sei wie du"

Directory of Open Access Journals (Sweden)

John Felstiner

1983-09-01

Full Text Available Translating the lyric poetry of Paul Celan, especially his later poems, carries not only the endemic challenge and difficulty of any verse translation, but the added incentive of doing justice to a writer whose whole recourse after the Holocaust—whose sanctuary, if he was to have any at all—he sought in language itself, specifically in the Muttersprache , the mother tongue that was as well the tongue of those who murdered his mother and father. This essay exposes a process of translating "Du sei wie du" (1970, which perhaps more than any other poem by Celan, at once solicits and defies translation, moving as it does from modern to medieval German, and closing with Hebrew words from Isaiah— a messianic imperative that shows Celan verging as ever on his Jewish identity.

Gestion intégrée du mildiou du mil en station au centre régional de ...

African Journals Online (AJOL)

user

Le mil (Pennicetum glaucum) L.R.Br constitue 75% de la production céréalière du Niger. Cependant, son rendement est très faible dû à plusieurs types de contraintes. La maladie du mildiou du mil causé par un champignon Sclerospora graminicola (Sacc) Schroët, occupe une place importante. L'objectif de cette étude.

Dosage of boron traces in graphite, uranium and beryllium oxide; Dosage de traces de bore dans le graphite, l'uranium et l'oxyde de beryllium

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Coursier, J [Ecole Nationale Superieure de Physique et Chimie Industrielles, 75 - Paris (France); Hure, J; Platzer, R [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1955-07-01

The problem of the dosage of the boron in the materials serving to the construction of nuclear reactors arises of the following way: to determine to about 0,1 ppm close to the quantities of boron of the order of tenth ppm. We have chosen the colorimetric analysis with curcumin as method of dosage. To reach the indicated contents, it is necessary to do a previous separation of the boron and the materials of basis, either by extraction of tetraphenylarsonium fluoborate in the case of the boron dosage in uranium and the beryllium oxide, either by the use of a cations exchanger resin of in the case of graphite. (M.B.) [French] Le probleme du dosage du bore dans les materiaux servant a la construction de reacteurs nucleaires se pose de la facon suivante: determiner a environ 0,1 ppm pres des quantites de bore de l'ordre de quelques dixiemes de ppm. Nous avons choisit la colorimetrie a la curcumine comme methode de dosage. Pour atteindre les teneurs indiquees, il est necessaire d'effectuer une separation prealable du bore et des materiaux de base, soit par extraction du fluoborate de tetraphenylarsonium dans le cas du dosage de bore dans l'uranium et l'oxyde de beryllium, soit par l'utilisation d'une resine echangeuse de cations dans le cas du graphite. (M.B.)

Festival du rire de Genève

CERN Document Server

Staff Association

2015-01-01

Connaissez-vous le Festival du rire de Genève ? La deuxième édition aura lieu du 25 au 28 mars 2015 au Casino-Théâtre à Carouge. Côté programmation, Marc Donnet-Monay ouvre les festivités avant trois autres soirées de folie et d’humour que nous vous laissons le soin de découvrir dans le programme : http://www.rire-geneve.ch/#programme. Réduction de 30% sur l’achat de places pour les membres du personnel du CERN. Pour cela, il suffit de se rendre sur la billetterie en ligne de notre site : www.rire-geneve.ch et d’utiliser le code promotionnel. Contacter le secrétariat de l’Association du personnel (Staff.Association@cern.ch) pour connaitre ce code promotionnel.

Use of potassium-42 in the study of kidney functioning; Emploi du patassium-12 pour l'etude du fonctionnement renal

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Morel, F; Guinnebault, M [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France).Centre d' Etudes Nucleaires

1959-07-01

Following an intravenous injection of potassium-42 as indicator, an analysis of the specific activity vs. time curve in arterial plasma, in venous plasma efferent from the kidney, in urine and in various regions of the kidney of rabbits reveals that: 1) The turnover rate of potassium in the cortex cells (proximal and distal convoluted tubes) is very large, being limited only by renal blood flow. 2) The turnover rate of potassium in deep regions (Henle loops and collector tubules) is much smaller. 3) Potassium in the urine comes from cells of the convoluted tubes and not from cells of Henle loops, collector ducts, or glomerular filtrate. 4) Any potassium filtered at the level of the glomerules would be entirely reabsorbed at the level of the proximal tube, while total potassium in the urine results from a process of excretion by cells of the distal tube. These results are comparable with the assumption that the movement of potassium between interstitial medium and convoluted tube cells results from entirely passive processes. (author) [French] Apres injection intraveineuse au lapin de radiopotassium comme indicateur, l'analyse des courbes de la radioactivite specifique du potassium, mesuree en fonction du temps dans le plasma arteriel, dans le plasma veineux efferent du rein, dans l'urine et dans diverses regions du rein, lui-meme, permet de montrer: 1)que la vitesse de renouvellement du potassium contenu dans les cellules du cortex (tubes contournes proximaux et distaux), apparait tres grande et semble limitee par le debit sanguin renal. 2) que le vitesse de renouvellement du potassium contenu dans les regions profondes (anses de Henle et tubes collecteurs) est beaucoup plus faible. 3) que le potassium de l'urine a pour precurseur le potassium des cellules des tubes contournes et non celui des cellules des anses de Henle ou des canaux collecteurs, ni celui du filtrat glomerulaire. 4) que le potassium filtre au niveau des glomerules serait entierement reabsorbe au

The uranium dioxide-uranium system at high temperature; Le systeme uranium-dioxyde d'uranium a haute temperature

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Guinet, Ph.; Vaugoyeau, H.; Blum, P. [Commissariat a l' Energie Atomique, Grenoble (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1966-07-01

The liquidus curve has been determined by a saturation method in which the thermal gradient was cancelled upon cooling, and the solidus curve by analyzing the deposits in equilibrium with the liquid at each temperature. The diagram, of a displaced eutectic type, presents a liquid immiscibility domain between 47 and 59 mol per cent of dioxide and a substoichiometry range UO{sub 2x}, the minimum O/U ratio being 1,6 at 3470 {+-} 30 C. The monotectic composition was found by chemical analysis to be 59 mol per cent of dioxide and the reaction temperature 2470 {+-} 30 C. (author) [French] La courbe liquidus a ete determinee par une methode de saturation en annulant le gradient thermique au cours du refroidissement, la courbe solidus par analyse des depots en equilibre avec le liquide a chaque temperature. Le diagramme du type a eutectique deporte comporte un domaine d'immiscibilite liquide entre 47 et 59 moles pour cent de dioxyde, ainsi qu'un domaine d'existence du compose sous stoechiometrique UO{sub 2x}, le rapport O/U minimum etant egal a 1,6 a 2470 {+-} 30 C. La composition du monotectique, obtenue par analyse chimique, est de 59 moles pour cent de dioxyde et la temperature de la reaction a ete trouvee egale a 2470 {+-} 30 C. (auteur)

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.

Bulletin du CRDI #127

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

La mise à l'échelle de la recherche et de l'innovation en vue de créer un impact social constitue une priorité pour la communauté du développement. Toutefois ... Nous avons renouvelé notre soutien à la recherche auprès du gouvernement de l'Inde ... Des femmes étudient à l'École supérieure d'infotronique d'Haïti.

Performances comparées du HDL-cholestérol et du ratio cholestérol ...

African Journals Online (AJOL)

Pour le dépistage du SMet, l'AUC du CT/HDL-C est de 0,69 (IC 95% 0,61-0,77) chez les ... high blood pressure (BP), high fasting glucose, low HDL-C and high triglycerides. Areas under the "Receiver operator characteristic" curves (AUC)

La reconstruction du sourcil par greffon composite du cuir chevelu: une astuce pour faciliter la technique

Science.gov (United States)

El Omari, Mounia; El Mazouz, Samir; Gharib, Noureddine; EL Abbassi, Abdallah

2015-01-01

Les sourcils jouent un rôle important dans l’équilibre esthétique du visage. Leur reconstruction ou ophriopoïése, après séquelle de brûlure fait partie intégrante du programme de réhabilitation de la face brûlée. Plusieurs techniques ont été décrites. Nous insistons ici sur l'intérêt d'une technique simple, à la portée de tous les chirurgiens, et dont la méthode et les résultats peuvent être améliorés par un dessin bien planifié des zones donneuse et receveuse: la greffe composite prélevée au niveau du cuir chevelu dessinée à l'aide d'un calque du sourcil controlatéral. PMID:26401195

La disparition du temps en gravitation quantique

OpenAIRE

Saint-Ours, Alexis de

2012-01-01

Le but de ce travail est d’examiner l’incidence philosophique de la gravitation quantique sur le concept de temps. Je cherche à montrer qu’elle conduit à une disparition du temps comme dimension et ouvre la voie à une compréhension du temps comme variation et même à l’idée de variation pure. En l’absence de temps mécanique, il est cependant possible de définir un temps d’origine thermodynamique. Je montre en quoi cette dissociation du temps mécanique et du temps thermodynamique, fait écho à l...

Monnaie du commun et revenu social garanti

OpenAIRE

Baronian, Laurent; Vercellone, Carlo

2015-01-01

Le but de cet article est de poser les bases d’une approche de la monnaie du commun à partir d’une interrogation évincée par la théorie économique des biens communs. Notre analyse de la relation entre monnaie et théorie du commun s’articulera en trois parties. Dans la première, il s’agit d’établir une conception dynamique du commun au singulier dans laquelle la question de la monnaie et des mutations de la division du travail occupe une place centrale. Cette démarche fondée sur la triade trav...

Une mesure différente du bien-être : l'indice du bonheur national ...

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

À la lumière de ces données, le Centre for Bhutan Studies publiera, en 2011, un indice du BNB quantitatif. Cette subvention permettra à l'OPHI d'assister le Centre dans la synthèse et l'analyse des résultats de l'enquête de 2010. L'objectif : assurer la validité et la reconnaissance internationale de l'indice du BNB de sorte ...

Evolution du pH et de la température au cours de la transformation artisanale du cymbium (voluté). Essai sur les perspectives de valorisation du produit transformé

OpenAIRE

Diouf, A.

2008-01-01

L’étude porte sur l’évolution du pH et de la température au cours de la transformation artisanale du Cymbium, ainsi que sur les perspectives de valorisation du produit transformé. Les expérimentations menées au site de transformation artisanale de Joal ont permis de constater que : Après 12 heures de séjour en bac (1ère nuit), le Cymbium est encore en phase de rigor mortis. Le pH moyen affiché à l’issue de cette première nuit est de 7,6 ; donc proche de celui du mollusque ...

Nouvelles du Centre Aéré de l’Association du Personnel du CERN

CERN Multimedia

Jardin d'enfants

2015-01-01

Cet été 2015, durant quatre semaines d’été, le Centre Aéré a accueilli plus de 40 enfants âgés de 4 à 6 ans. Devant le succès rencontré, et à la demande des parents, il a été décidé d’en doubler la capacité maximale. A l'été 2016, du 4 au 29 juillet, la structure pourra accueillir les enfants de 4 ans révolus et de moins de 7 ans (nés après le 31/07/2009 mais avant  01/07/2012). Les inscriptions se feront à la semaine durant le mois d'Avril 2016. Les programmes sont en cours d'élaboration cependant nous pouvons déjà vous communiquer le thème conducteur du centre qui sera : à la découverte d'un continent différent chaque ...

Accroissement de la compétitivité du Kenya dans l'économie du ...

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

La promulgation par le Kenya du Science, Technology and Innovation Bill, 2012 confirme l'intérêt et la volonté du gouvernement de mettre en oeuvre désormais un programme de développement fondé sur la science. La loi offre aussi au CRDI l'occasion d'appuyer le programme de recherche et de politiques de la nouvelle ...

L'aventure du grand collisionneur LHC du big bang au boson de Higgs

CERN Document Server

Denegri, Daniel; Hoecker, Andreas; Roos, Lydia; Rubbia, Carlo

2014-01-01

Qu'est-ce que la physique des particules élémentaires, le LHC, et le boson de Higgs ? Ce livre présente de manière simple le monde des quarks, des leptons et de leurs interactions, gouvernées par des symétries fondamentales de la nature, ainsi que le lien entre ce monde de l'infiniment petit et celui de l'infiniment grand. Cette conjonction entre la physique des particules élémentaires et l'évolution de la matière dans les premiers instants de l Univers qui ont suivi le Big-Bang est un des plus beaux acquis de la science de ces cinquante dernières années. Après une description du cadre théorique, le modèle standard, et de son élaboration durant la deuxième moitié du XXe siècle, l'accent est mis sur ses grands succès expérimentaux, mais aussi sur ses faiblesses ou insuffisances telles que nous les percevons aujourd'hui. La passionnante histoire du grand collisionneur de hadrons du CERN, le LHC, le plus grand projet purement scientifique jamais réalisé, est présentée à la fois sous ses...

Une brève histoire du temps du Big Bang aux trous noirs

CERN Document Server

Hawking, Stephen

2017-01-01

Stephen Hawking est universellement reconnu comme l'un des plus grands cosmologistes de notre époque et l'un des plus brillants physiciens depuis Einstein. Successeur de Newton, il occupe à l'université de Cambridge la chaire de Mathématiques, et s'est rendu célèbre pour ses travaux sur les origines de l'Univers. Une brève histoire du temps est le premier livre qu'il ait décidé d'écrire pour le non-spécialiste. Il y expose, dans un langage simple et accessible, les plus récents développements de l'astrophysique concernant la nature du temps et du monde. Retraçant les grandes théories du cosmos, de Galilée et Newton à Einstein et Poincaré, racontant les ultimes découvertes de l'espace, expliquant la nature des trous noirs, il propose ensuite de relever le plus grand défi de la science moderne : la recherche d'une théorie unitaire combinant et unifiant la relativité générale et la mécanique quantique. On sait que Stephen Hawking lutte depuis plus de trente ans contre une maladie neurolo...

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1960-07-01

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

Use of potassium-42 in the study of kidney functioning; Emploi du patassium-12 pour l'etude du fonctionnement renal

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Morel, F.; Guinnebault, M. [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France).Centre d' Etudes Nucleaires

1959-07-01

Following an intravenous injection of potassium-42 as indicator, an analysis of the specific activity vs. time curve in arterial plasma, in venous plasma efferent from the kidney, in urine and in various regions of the kidney of rabbits reveals that: 1) The turnover rate of potassium in the cortex cells (proximal and distal convoluted tubes) is very large, being limited only by renal blood flow. 2) The turnover rate of potassium in deep regions (Henle loops and collector tubules) is much smaller. 3) Potassium in the urine comes from cells of the convoluted tubes and not from cells of Henle loops, collector ducts, or glomerular filtrate. 4) Any potassium filtered at the level of the glomerules would be entirely reabsorbed at the level of the proximal tube, while total potassium in the urine results from a process of excretion by cells of the distal tube. These results are comparable with the assumption that the movement of potassium between interstitial medium and convoluted tube cells results from entirely passive processes. (author) [French] Apres injection intraveineuse au lapin de radiopotassium comme indicateur, l'analyse des courbes de la radioactivite specifique du potassium, mesuree en fonction du temps dans le plasma arteriel, dans le plasma veineux efferent du rein, dans l'urine et dans diverses regions du rein, lui-meme, permet de montrer: 1)que la vitesse de renouvellement du potassium contenu dans les cellules du cortex (tubes contournes proximaux et distaux), apparait tres grande et semble limitee par le debit sanguin renal. 2) que le vitesse de renouvellement du potassium contenu dans les regions profondes (anses de Henle et tubes collecteurs) est beaucoup plus faible. 3) que le potassium de l'urine a pour precurseur le potassium des cellules des tubes contournes et non celui des cellules des anses de Henle ou des canaux collecteurs, ni celui du filtrat glomerulaire. 4) que le potassium filtre au niveau des glomerules serait entierement

Violence et dire, pour une rhétorique du soin

Directory of Open Access Journals (Sweden)

André Quaderi

Full Text Available Par une approche plurielle (psychopathologie du travail, sciences du langage et psychanalyse et au travers d’une clinique de type groupe de parole en institution gériatrique, il est abordé les phénomènes de violences. Les effets du dire, au niveau du clinicien, induisent des changements de comportements des soignants dont les causes sont abordées. Ainsi, la taylorisation de l’organisation inhibe la relation du soignant à l’autre et fige le travail dans une exécution de tâche. Ces effets délétères sont à rapporter au Thanatos tout comme les effets du dire (interprété comme une rhétorique du soin sont à comprendre du côté de l’Eros.

Mise à jour sur le nouveau vaccin 9-valent pour la prévention du virus du papillome humain

Science.gov (United States)

Yang, David Yi; Bracken, Keyna

2016-01-01

Résumé Objectif Informer les médecins de famille quant à l’efficacité, à l’innocuité, aux effets sur la santé publique et à la rentabilité du vaccin 9-valent contre le virus du papillome humain (VPH). Qualité des données Des articles pertinents publiés dans PubMed jusqu’en mai 2015 ont été examinés et analysés. La plupart des données citées sont de niveau I (essais randomisés et contrôlés et méta-analyses) ou de niveau II (études transversales, cas-témoins et épidémiologiques). Des rapports et recommandations du gouvernement sont aussi cités en référence. Message principal Le vaccin 9-valent contre le VPH, qui offre une protection contre les types 6, 11, 16, 18, 31, 33, 45, 52 et 58 du VPH, est sûr et efficace et réduira encore plus l’incidence des infections à VPH, de même que les cas de cancer lié au VPH. Il peut également protéger indirectement les personnes non immunisées par l’entremise du phénomène d’immunité collective. Un programme d’immunisation efficace peut prévenir la plupart des cancers du col de l’utérus. Les analyses montrent que la rentabilité du vaccin 9-valent chez les femmes est comparable à celle du vaccin quadrivalent original contre le VPH (qui protège contre les types 6, 11, 16 et 18 du VPH) en usage à l’heure actuelle. Toutefois, il faut investiguer plus en profondeur l’utilité d’immuniser les garçons avec le vaccin 9-valent contre le VPH. Conclusion en plus d’être sûr, le vaccin 9-valent protège mieux contre le VPH que le vaccin quadrivalent. Une analyse coûtefficacité en favorise l’emploi, du moins chez les adolescentes. Ainsi, les médecins devraient recommander le vaccin 9-valent à leurs patients plutôt que le vaccin quadrivalent contre le VPH.

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 ...

Archives: les cahiers du cread

African Journals Online (AJOL)

Items 1 - 24 of 24 ... Archives: les cahiers du cread. Journal Home > Archives: les cahiers du cread. Log in or Register to get access to full text downloads. Username, Password, Remember me, or Register · Journal Home · ABOUT THIS JOURNAL · Advanced Search · Current Issue · Archives. 1 - 24 of 24 Items. 2016 ...

Connaissances des médecins généralistes de Mohammedia (Maroc) concernant le dépistage du cancer du sein

Science.gov (United States)

Zine, Karima; Nani, Samira; Lahmadi, Imad Ait; Maaroufi, Abderrahmane

2016-01-01

Introduction Le cancer du sein représente un problème de santé publique majeur au Maroc. C'est le premier cancer chez la femme. L'objectif de ce travail était d'évaluer les connaissances des médecins généralistes (MG) en matière de dépistage du cancer du sein dans la préfecture de Mohammedia Maroc. Méthodes Nous avons mené une étude transversale, descriptive, exhaustive incluant les 97 MG exerçant dans les établissements de soins de santé de base du secteur public et privé de la province de Mohammedia. Résultats Le taux de participation était de 87%. L'âge moyen des MG était de 49,6 ± 8,1. Quatre-vingt pour cent (n=55) des MG ont donné une incidence incorrecte, 77,6% (n=85) ont reconnu l'existence d'un plan national de prévention et de contrôle du cancer (PNPCC) au Maroc, et 67,1 des MG ont rapporté l'existence d'un registre du cancer au Maroc. Le secteur d'activité était associé significativement avec les connaissances des MG sur le PNPCC et sur l'existence d'un guide de détection précoce du cancer du sein avec respectivement (p=0,003 et p=0,001). Une association significative entre l'ancienneté et l'existence d'un guide de détection précoce du cancer du sein et d'un registre du cancer du sein a été retrouvée avec (respectivement p=0,005 et p=0.002). Conclusion À la lumière de ces résultats il faudra renforcer les connaissances et les pratiques des MG par la promotion de la formation initiale et continue sur le dépistage. PMID:27800098

Depleted uranium (DU) mobility in the natural environment

International Nuclear Information System (INIS)

Ragnarsdottir, K.V.

2002-01-01

In 1999 the Balkan's conflict lead NATO war planes to leave 10x10 3 kg of depleted uranium (DU) in the environment of Kosovo and neighbouring states (UNEP, 2001). DU behaves in the same manner in the environment as natural uranium and it can be traced with isotopic analysis due to the fact that DU has the isotopic composition of 0.2% 235 U and 99.8% 2 38 U as opposed to natural uranium which has 0.7% 2 35 U and 99.3% 2 38 U. DU is a waste product of the nuclear industry which enrich nuclear fuel by 2 35 U. Large stock piles of DU therefore exist in countries that produce nuclear energy and/or nuclear weapons. The DU is given to the weapons industry for free (or cheap) and has been a popular choice for armour penetrating arsenal due to the high density of uranium (19 g cm -3 ) and therefore its high penetrating power. Indeed the arsenal used in Kosovo consisted of DU penetrators that were shot from A-10 aeroplanes. They weigh roughly 300 g and have the shape of a fat 9 cm long pencil. (author)

L'avenir du Moyen-Orient et de l'Afrique du Nord passe par la ...

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

10 janv. 2013 ... Centre de recherches pour le développement international Gouvernement du Canada ... du Nord passe par la croissance partagée et l'économie de marché ... vivant en région éloignée aient un accès égal aux possibilités économiques. ... visant à trouver de nouveaux modes d'action pouvant contribuer au ...

Harmful effects of DU in the offspring of the military personnel employed in DU contaminated regions

International Nuclear Information System (INIS)

Atlagic, N.; Lisov, Lj.; Barjaktarovic, V.; Djurovic, B.; Spasic, Jokic V.

2008-01-01

Full text: In 1999, during the NATO attacks on Kosovo, from AT-10 aircraft has been shot over 50000 30-mm projectiles which contained approximately 15 tones of DU. Besides DU, projectiles contained products of DU radioactive decay as well as americium, neptunium, plutonium and technetium. Due to DU contamination military personnel employed near hit targets could be contaminated and irradiated. Besides the harmful effects in exposed military personnel, harmful effects were noticed in their offsprings, too. DU can cause genetic and teratogenic harmful effects in the embryos/fetus. It is concentrated in semen of contaminated males and also can contaminate the embryo/fetus through placenta. DU, as a toxic and radioactive element, can cause variety of harmful effects, but the most important are the effects on DNA which are the cause of many diseases. The aim of this paper is to examine is there any change in the incidence in heritable effects, congenital malformations, malignant diseases, endocrine and immune disorders. For that reason we compared the incidence of these diseases in the offspring's of military personnel born from 1995-1999 (1204) with the children born from 2000-2004 (1131) / and 2005-2008. Our results showed higher incidence of congenital malformations and chromosomal abnormalities (12.55 % vs 4.57 %), with highest incidence of foot deformity-52.04 % and hip deformity. These abnormalities were followed with immunological disorders and dysfunction of the urine bladder. Endocrine diseases were increased too(2.16 % :1.63 %). In this period higher incidence of malignant diseases was not noticed, but in the second period (from 5-9 year) after 1999, higher incidence of malignant hematological diseases was noticed, as well as Down Sy. During the conflicts future parents as well as embryo/fetus are exposed to many harmfulness and it is very hard to separate the influence of each. Considering the fact that the effects of DU, could be delayed and synergistic with

Accroissement du recours aux politiques fiscales dans la lutte ...

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

Incidence de la hausse des taxes sur le tabac et du prix des produits du tabac en Ukraine, en Russie et au Bélarus. La recherche destinée aux responsables des politiques de l'Ukraine, de la Russie et du Bélarus mettra en évidence la façon dont les mesures de taxation des produits du tabac peuvent contribuer.

Distribution spatiale du singe à ventre rouge, Cercopithecus ...

African Journals Online (AJOL)

danger et endémique du Dahomey Gap est très peu documenté au Togo. Pour connaître sa ..... chaque secteur prospecté ainsi que celui du complexe en entier. ..... 2008-009 portant loi-cadre sur l'environnement au Togo. JO du 06 juin. 2008.

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.

Cirque du Monde en tant qu’intervention en santé

Science.gov (United States)

Fournier, Cynthia; Drouin, Mélodie-Anne; Marcoux, Jérémie; Garel, Patricia; Bochud, Emmanuel; Théberge, Julie; Aubertin, Patrice; Favreau, Gil; Fleet, Richard

2014-01-01

Résumé Objectif Présenter le programme Cirque du Monde du Cirque du Soleil et son potentiel en tant qu’intervention en soins de santé de première ligne pour les médecins de famille. Sources des données Une revue de la littérature menée dans les bases de données PubMed, Cochrane Library, PsycINFO, La Presse, Eureka, Google Scholar et Érudit à l’aide des mots-clés circus, social circus, Cirque du Monde et Cirque du Soleil. Une initiative à Montréal nommée Espace Transition qui s’inspire directement de Cirque du Monde. Communication personnelle avec le conseiller principal en formation en cirque social du Cirque du Soleil. Sélection d’études Les 50 premiers articles ou sites Internet répertoriés pour chaque mot-clé dans chacune des bases de données ciblées ont été révisés sur la base des titres et des résumés, s’il s’agissait d’un article, ou sur la base du titre et du contenu de la page, s’il s’agissait d’une page Internet. Ensuite, les articles et les sites Internet qui étudiaient un aspect du cirque social ou qui présentaient une intervention impliquant le cirque étaient retenus pour une révision. Aucune contrainte d’année de publication n’a été appliquée étant donné qu’on cherchait une littérature générale sur le cirque social. Synthèse Aucun article n’a été trouvé sur le cirque social en tant qu’intervention en santé. Nous avons trouvé une étude sur l’utilisation du cirque en tant qu’intervention en milieu scolaire. Cette étude a démontré une augmentation de l’estime personnelle des enfants grâce à l’intervention. Nous avons trouvé une étude sur l’utilisation du cirque en tant qu’intervention sur une réserve amérindienne. Cette étude présente des résultats qualitatifs non spécifiques au programme du cirque social. Les autres articles répertoriés n’étaient que des descriptions du cirque social. Un site web concernant l’utilisation du cirque social pour

Une force venant du futur chercherait à saboter l'expérience du LHC...

CERN Multimedia

Scappaticci, Bruno

2009-01-01

"A quelques jours de la reprise de l'expérience du LHC, on ne parle plus de la menace d'un trou noir, mais deux physicines souteinnent aujourd'hui une tout autres hypothèse: la nature, depuis le futur, va continuer de contrarier les travaux du Cern, afin d'éviter à l'Homme de mettre le doigt là où il ne faut pas..." (1.5 pages)

Matere z motnjami v duševnem razvoju

OpenAIRE

Kolarič, Sandra

2015-01-01

S pregledom tuje literature in že opravljenih raziskav v tujini smo v teoretičnem delu magistrske naloge zajeli značilnosti mater z motnjami v duševnem razvoju, dejavnike, ki vplivajo na uspešnost opravljanja materinske vloge, ter pravice oseb z motnjami v duševnem razvoju do starševstva, v povezavi z zakonodajo na slovenskem. Navedli smo vzroke za omejevanje reprodukcije pri ženskah z motnjami v duševnem razvoju in problematiko odvzema skrbništva materam z motnjami v duševnem razvoju nad otr...

LE RÈGNE DU SÉMIOTIQUE : Fondement de la poéticité du langage romanesque chez Ken Bugul

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Christian Ahihou

2011-11-01

Full Text Available Le règne du sémiotique dans le langage a pour effet le passage au premier plan des formes du langage que sont notamment la musicalité et les jeux de mots. C’est vrai pour Ken Bugul qui a affirmé que : « La langue maternelle, c’est des sentiments, des odeurs, des sonorités, des attouchements. C’est la langue de ma mère et non la langue de la mère de tout le monde ». Certes, le signe ne perd pas sa signification, mais il subit la domination du caractère poétique du langage qui le porte.

Présentation du volume

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Ana Zwitter Vitez

2012-12-01

Full Text Available Dans de nombreuses disciplines scientifiques, le discours parlé représente depuis quelques décennies un objet de recherche proéminent. Ce fait s’explique probablement par deux caractéristiques principales du discours parlé: la structure complexe de sa matérialité et les fonctions variées de différentes pratiques langagières. C’est pourquoi le présent numéro réunit les articles basés sur les approches actuelles du discours parlé et sur les pratiques langagières spécifiques. Le volume est introduit par deux articles interdisciplinaires: Peter Garrard et Ahmed Samrah présentent le domaine de la pathologie du langage en donnant une revue fouillée sur les approches actuelles de l’analyse linguistique lors de la détection de la maladie d’Alzheimer, tandis que Harry Hollien donne un aperçu structuré sur le domaine de la phonétique judiciaire destiné à dévoiler l’identité des locuteurs et de détecter la déception dans le discours parlé. Les analyses explorant l’acquisition du langage commencent par l’article de Katharina Zipser qui examine la progression de structures grammaticales en les mettant en comparaison avec la compétence des apprenants et continuent par l’étude de Meta Lah proposant une évaluation des documents audiovisuels proposés aux apprenants de langue étrangère. Vesna Požgaj Hadži, Damir Horga et Tatjana Balažic Bulc remettent en question la corrélation entre la compétence linguistique et la fluence linguistique auprès de locuteurs non-maternels et l'analyse de Gemma Santiago Alonso aborde l'acquisition de l'article défini dans le langage enfantin. Les articles suivants se réunissent autour du domaine de l'interprétation: Jana Zidar Forte présente une approche actuelle dans l'entrainement d'interprètes, Lea Burjan analyse les phénomènes issus de la pratique de l'interprétation juridique et Simona  Šumrada traite de la reformulation dans le discours de la traduction et de

Impact du BAO électronique sur l’intention d’achat du consommateur:Le rôle modérateur de l’âge et du genre

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Manel Hamouda

2014-03-01

Full Text Available Les variables sociodémographiques tels que l’âge et le genre sont considérées comme des variables très importantes en comportement du consommateur que ce soit dans un contexte réel ou dans un environnement virtuel. A cet égard, cette recherche se propose d’étudier le rôle de l’âge et du genre dans la relation entre l’intention d’achat du consommateur et le Bouche à oreille électronique (BAO électronique. Les données utilisées dans cette recherche ont été collectées à travers une étude empirique menée sur un échantillon de 204 internautes. Les résultats indiquent que le genre et l’âge constituent deux variables susceptibles de modérer l’intention d’achat du consommateur suite à une exposition à un BAO électronique. Les implications inhérentes pour les chercheurs ainsi que pour les praticiens ont été par ailleurs suggérées.

Les Offices du cinéma éducateur et l’émergence du parlant : l’exemple de l’Office de Nancy

OpenAIRE

Laborderie, Pascal

2014-01-01

Quelle fut la politique des Offices du cinéma scolaire et éducateur durant la période de généralisation du cinéma parlant ? Une première présentation du dispositif de l’Union française des offices du cinéma éducateur laïque permet de décrire les usages du cinéma par les instituteurs, soit dans leurs enseigne­ments (le cinéma scolaire), soit dans l’éducation des adolescents et des adultes (le cinéma éducateur). Puis une étude de l’Office régional d’enseignement cinématographique de Nancy, à pa...

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

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

Participation des médecins généralistes de la province de Benimellal (Maroc) dans le dépistage du cancer du col

Science.gov (United States)

Nani, Samira; Benallal, Mohamed; Hassoune, Samira; Kissi, Dounia; Maaroufi, Abderrahmane

2013-01-01

Introduction Au Maroc, chaque année il y aurait environ 2000 nouveaux cas de cancer du col et les 2/3 des cas sont pris en charge à un stade très avancé. Nous avons mené une étude transversale, exhaustive incluant les 71 médecins généralistes exerçant dans les établissements de soins de santé de base du secteur public et privé de la province de Benimellal. Le but était d’évaluer leurs connaissances et leur participation au dépistage du cancer du col. Méthodes Nous avons mené une étude transversale, exhaustive incluant les 71 médecins généralistes exerçant dans les établissements de soins de santé de base du secteur public et privé de la province de Benimellal. Le but était d’évaluer leurs connaissances et leur participation au dépistage du cancer du col. Résultats Le niveau de connaissance était relativement modeste, 22 médecins généraliste avaient répondu à la question sur l'incidence du cancer du col au Maroc, Parmi eux (81,8%) avaient donné une réponse incorrecte. L'Herpes Papilloma virus comme facteur de risque du cancer du col a été identifié par seulement 21% des médecins généralistes. La participation au dépistage était également défaillante, 92,8% n'avaient jamais pratiqué le FCV chez leurs patientes à cause principalement du manque de formation (95,5%). Conclusion Les résultats montrent la nécessité d'améliorer les connaissances théoriques et pratique des médecins généralistes concernant le dépistage du cancer du col. PMID:23785557

Séroprévalence et facteurs associés à l’acceptation du Conseil et Dépistage Volontaire du VIH chez l’enfant à Lubumbashi, République Démocratique du Congo

Science.gov (United States)

Ngwej, Dieudonné Tshikwej; Mukuku, Olivier; Malonga, Françoise Kaj; Luboya, Oscar Numbi; Kakoma, Jean-Baptiste Sakatolo; Wembonyama, Stanis Okitotsho

2017-01-01

Résumé Introduction Malgré le dépistage du VIH proposé lors de la naissance ou au cours des consultations préscolaires, la proportion des enfants qui croissent ou décèdent sous statut sérologique au VIH inconnu est importante en République Démocratique du Congo (RDC). L’objectif de cette étude était de déterminer la séroprévalence au cours d’un dépistage volontaire et d’identifier les facteurs associés à l’acceptation du conseil et dépistage du VIH (CDV) en dehors de la maladie ou de toute exposition au VIH dans une population pédiatrique à Lubumbashi, RDC. Méthodes Il s’agissait d’une étude prospective transversale à visée analytique menée du 1er août 2006 au 31 septembre 2007. Elle avait été réalisée dans 4 centres communautaires de CDV répartis dans 4 zones de santé de la ville de Lubumbashi en RDC (Lubumbashi, Ruashi, Kampemba et de Kenya). L’étude avait consisté à faire le dépistage volontaire du VIH chez les enfants de moins de 15 ans. Les caractéristiques sociodémographiques et les paramètres relatifs au conseil et dépistage volontaire ont été étudiés. Les analyses statistiques descriptives usuelles et une régression logistique ont été réalisées. Résultats Sur 463 enfants dépistés du VIH, 41 (8,9%; IC 95%: 6,5%-11,9%) ont été testés positifs. L’acceptation du conseil et dépistage volontaire du VIH en dehors de la maladie ou de l’exposition au VIH était significativement plus élevée lorsque l’enfant était âgé de plus de 2 ans (Odds ratio ajusté (ORa) = 3,6 [IC 95%: 1,1-12,2]), lorsque le statut sérologique du VIH des parents était négatif ou inconnu (ORa = 27,4 [IC 95%: 9,4-80,0]), lorsque l’un ou l’autre ou les deux parents biologiques étaient en vie (ORa = 24,9 [IC 95%: 2,4-250,8]) et lorsque la connaissance du lieu de dépistage était fait par des moyens autres que le professionnel de santé (ORa = 2,9 [IC 95%: 1,0-7,9]). Conclusion Notre étude montre une forte

Archéologie d’un parasite du cheval

OpenAIRE

Dufour, Benjamin; Bailly, Matthieu Le

2017-01-01

Oxyuris equi, l’oxyure du cheval, est un vers parasite spécifique des équidés régulièrement mis en évidence lors des études paléoparasitologiques. Nous proposons ici une synthèse originale entre les mentions de ce parasite connues dans la bibliographie et les textes anciens, avec des données inédites issues de nos recherches en paléoparasitologie. Cette compilation des données montre que la plus ancienne observation de l’oxyure du cheval date du milieu du Ier millénaire avant notre ère en Asi...

CHOEUR DU CERN

CERN Multimedia

CHOEUR DU CERN

2010-01-01

Les répétitions du chœur du CERN reprendront le mercredi 15 septembre à 20.00 heures à l’amphithéâtre principal – bâtiment 500. Au programme la préparation de notre concert de Noël avec la Missa Brevis, KV115, de Léopold Mozart et de la musique de Noël d’Europe. Les personnes qui aiment chanter, notamment des sopranes et des ténors, sont les bienvenues. Pour tout contact s’adresser à : Baudouin Bleus - (tél.CERN 767 82 44) -(baudouin.bleus@cern.ch) ou Martin Gatehouse ( martin.gatehouse@wanadoo.fr) ou Jean-Paul Diss (jean-pauldiss@wanadoo.fr).  

Thermal and radiation induced polymerisation of carbon sub-oxide; Polymerisation thermique et sous rayonnement du sous-oxyde de carbone

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Schmidt, Michel

1964-03-15

This research thesis addresses the study of the polymerisation of carbon sub-oxide (C{sub 3}O{sub 2}) in gaseous phase. As this work is related to other researches dealing with the reactions of the graphite-CO{sub 2} system which occur in graphite-moderated nuclear reactors, a first intention was to study the behaviour of C{sub 3}O{sub 2} when submitted to radiations. Preliminary tests showed that the most remarkable result of this action was the formation of a polymer. It was also noticed that the polymerisation of this gas was spontaneous however slower at room temperature. The research thus focused on this polymerisation, and on the formula of the obtained polymer. After some generalities, the author reports the preparation, purification and storage and conservation of the carbon sub-oxide. The next parts report the kinetic study of thermal polymerisation, the study of polymerisation under γ rays, the study of the obtained polymer by using visible, UV and infrared spectroscopy, electronic paramagnetic resonance, and semi-conductivity measurements [French] Le but de ce travail est l'etude de la polymerisation du sous-oxyde de carbone, C{sub 3}O{sub 2}, en phase gazeuse. Ce travail est en relation avec d'autres recherches concernant les reactions du systeme graphite-CO{sub 2} qui se produisent dans les reacteurs nucleaires de la filiere moderee au graphite. Notre premiere intention etait donc d'etudier le comportement de C{sub 3}O{sub 2} sous l'action des rayonnements. Or des essais preliminaires nous ont rapidement montre que le resultat le plus marquant de cette action etait l'obtention d'un polymere. On a egalement remarque que ce gaz polymerisait spontanement - quoique moins rapidement - a la temperature ambiante. Notre etude s'est donc circonscrite a cette polymerisation, avec ou sans rayonnements, ainsi qu'a son aboutissement: le polymere, dont nous avons tente d'eclaircir la formule. Au terme de cette etude, bien que certains points ne soient pas encore

DU weaponry: a view on facts and deceptions

International Nuclear Information System (INIS)

Joksimovich, V.

2002-01-01

The paper summarizes the results of literature research conducted by the author on the use of depleted uranium (DU) weaponry. The research was initiated during the NATO bombing of Yugoslavia in 1999 with an objective of searching for facts in the presence of massive deceptions staged by the huge propaganda machinery of DU weaponry use proponents. The U.S. made use of DU penetrators in the Persian Gulf war as well as in the Balkan wars both in Bosnia and Kosovo. Brief science and history backgrounds are provided including overviews of DU uses and abuses in these three wars. The U.S./NATO public pronouncements have been centered around the theme that there has been no proven link between DU and cancers. In the author's view, these types of carefully word engineered statements are motivated by possible compensation and cleanup claims rather than supported by hard data and sound science. Since underlying causes of so called Gulf and Balkan syndromes have not been found despite a decade elapsed since conclusion of the Persian Gulf War, the DU must continue to be a front-line suspect. From the standpoint of public health and safety, it is prudent and responsible to call for a moratorium. DU use in the Kosovo war, which was not sanctioned by the UN Security Council, was reckless in the extreme. (author)

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1964-07-01

long terme de reacteurs rapides, s'est engagee egalement dans le developpement des reacteurs a eau lourde refroidis par gaz, qui semblent presenter les meilleures perspectives pour le moyen terme. L'economie de ces reacteurs, comme dans le cas du graphite, repose sur l'utilisation d'uranium naturel ou extremement peu enrichi. L'eau lourde permet d'en tirer le maximum d'avantages, tout en donnant lieu grace a ses performances plus poussees a des perspectives de developpement tres interessantes. Une centrale prototype EL 4 (70 MWe) est actuellement en construction: elle est decrite en detail dans un autre memoire. La presente communication fait le point du programme consacre en France au developpement de cette filiere. On indique d'abord quelles sont les raisons qui ont conduit a choisir ce type de reacteur: on montre l'Interet de la filiere, en soulignant ses atouts et ses difficultes. Passant en revue les principaux problemes technologiques et les travaux de developpement qui leur sont consacres, on analyse ensuite les resultats deja acquis et les points restant a confirmer. EL 4 est la premiere grande realisation: sa construction constitue une etape importante, aussi bien du point de vue demonstration de performances que possibilites d'experimentation et d'epreuve. Mais deja se pose le probleme de la conception d'une centrale de grande puissance unitaire. On a etudie a la fois l'adaptation ou l'amelioration des solutions mecaniques mises en oeuvre dans EL 4 et des variantes dont quelques-unes reposent sur des conceptions assez differentes. On indique ensuite quelles sont les caracteristiques envisagees pour une grande centrale dans l'etat actuel de la technique, compte tenu des etudes d'optimisation en cours. Des possibilites d'amelioration techniques existent d'ailleurs notamment en ce qui concerne les materiaux, ce qui pourrait conduire a des performances encore plus interessantes. Quelques perspectives a plus long terme sont evoquees. Finalement on aborde les

Cost-Effective Remediation of Depleted Uranium (DU) at Environmental Restoration Sites

International Nuclear Information System (INIS)

MILLER, MARK; GALLOWAY, ROBERT B.; VANDERPOEL, GLENN; JOHNSON, ED; COPLAND, JOHN; SALAZAR, MICHAEL

1999-01-01

Numerous sites in the United States and around the world are contaminated with depleted uranium (DU) in various forms. A prevalent form is fragmented DU originating from various scientific tests involving high explosives and DU during weapon-development programs, at firing practice ranges, or in war theaters where DU was used in armor-piercing projectiles. The contamination at these sites is typically very heterogeneous, with discrete, visually identifiable DU fragments mixed with native soil. The bulk-averaged DU activity is quite low, whereas DU fragments, which are distinct from the soil matrix, have much higher specific activity. DU is best known as a dark metal that is nearly twice as dense as lead, but DU in the environment readily weathers (oxidizes) to a distinctive bright yellow color that is quite visible. While the specific activity (amount of radioactivity per mass of soil) of DU is relatively low and presents only a minor radiological hazard, the fact that DU is radioactive and visually identifiable makes it desirable to remove the DU ''contamination'' from the environment. The typical approach to conducting this DU remediation is to use radiation-detection instruments to identify the contaminant and then to separate it from the adjacent soil, packaging it for disposal as radioactive waste. This process can be performed manually or by specialized, automated equipment. Alternatively, a more cost-effective approach might be simple mechanical or gravimetric separation of the DU fragments from the host soil matrix. At SNL/NM, both the automated and simple mechanical approaches have recently been employed. This paper discusses the pros/cons of the two approaches

Autour d'un mystère de l'histoire du livre. Les trois versions du premier volume du Voyage pittoresque de Choiseul-Gouffier

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Ioannis Koubourlis

2009-01-01

Full Text Available Dans cet article, il est question d'un grand mystère de l'histoire du livre, celui de l'existence de trois versions différentes du premier volume du Voyage pittoresque de la Grèce (1782 de Choiseul-Gouffier, c'est-à-dire d'un ouvrage majeur pour la floraison des idées philhellènes dans l'Europe des XVIIIe-XIXe siècles. On sait, grâce à la correspondance de l'auteur, qu'il avait pris la décision de réviser son texte dès 1783, en raison de sa candidature pour le poste d'Ambassadeur de France à Constantinople. Par contre, on n'en sait pas davantage sur le lieu et le temps exacts où il a travaillé les deux nouvelles versions, portant également la date 1782, ni d'ailleurs sur les circonstances de leur édition. Sur la base d'une étude comparative des trois versions du texte, qui met l'accent sur l'argumentation avancée chaque fois par l'auteur, nous formulons ici une série d'hypothèses pour l'interprétation de ce mystère, que nous allons examiner dans leurs détails à partir d'une étude de bibliologie qui suivra le présent article.

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

La maîtrise du temps comme enjeu de lutte

OpenAIRE

Bureau, Marie-Christine; Corsani, Antonella

2012-01-01

Le conflit social autour de la réforme du régime d'assurance chômage des intermittents du spectacle a été marqué par son intensité et par sa durée. La thèse défendue ici est que la maîtrise du temps constitue l’un des enjeux majeurs de ce conflit. L'affrontement sur le terrain économique de la régulation de l'emploi et de l'industrie culturelle s'est doublé de l'affrontement sur le temps. La question du temps ne se limite pas à la régulation du temps de travail, elle concerne la maîtrise du t...

Avallon (Yonne, note sur l’effondrement du petit surplomb du rempart, au chevet de la collégiale Saint-Lazare

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Virginie Jolly

2006-09-01

Full Text Available Suite à l’effondrement d’un élément de l’enceinte urbaine durant l’hiver 2004, une intervention a été souhaitée conjointement par le Service Régional de l’Archéologie de Dijon (DRAC Bourgogne et la Municipalité d’Avallon (Yonne. La zone concernée, située à l’est de la ville médiévale, sur le rempart, est en contact direct avec l’esplanade du chevet de la collégiale Saint-Lazare. La configuration escarpée et dangereuse du terrain —instabilité du sol en partie haute et effritement du mur— a l...

Portage vaginal du streptocoque du groupe B chez la femme enceinte au niveau de la région de Marrakech

Science.gov (United States)

Bassir, Ahlam; Dhibou, Hanane; Farah, Majdi; Mohamed, Lharmis; Amal, Addebous; Nabila, Souraa; Abderahim, Aboulfalah; Asmouki, Hamid; Soummani, Abderraouf

2016-01-01

Introduction Le streptocoque du groupe B est le principal agent impliqué dans les infections materno-fœtales, les septicémies et les méningites du nouveau-né à terme. L'objectif est de déterminer le taux de portage maternel du streptocoque du groupe B (SGB) à terme. Méthodes Un prélèvement vaginal a été réalisé de manière prospective chez 275 parturientes lors de l'entrée en salle d'accouchement sur une période de 06 mois. Résultats Le taux de portage était de 20,2%. Le portage était variable en fonction de l’âge gestationnel, il constitue 57.5% entre 37 et 38 semaines d'aménorrhée. Aucun des facteurs de risque n'a était statistiquement prédictif du portage maternel du SGB. Conclusion Le dépistage doit être réalisé à partir de 37 semaines d'aménorrhée, et comme le portage est intermittent, un prélèvement négatif ne garantirait pas que le portage soit négatif à l'accouchement. PMID:27222693

The nuclear power stations of the French atomic energy programme (1960); Les centrales nucleaires de puissance du programme francais (1960)

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1960-07-01

chargement du reacteur dont les moyens de manutention ont ete augmentes; les echangeurs d'EDF2 ont ete concus de facon a accroitre la puissance unitaire des elements qui atteindra 9 MWt contre 3 pour EDF1. Pour EDF3 un avant-projet permet d'envisager un schema thermodynamique a un seul etage de pression. La memoire se termine par une description des systemes de detection de ruptures de gaines et donne en annexe un tableau comparatif detaille des caracteristiques des tranches EDF1, EDF2 et EDF3. (auteur)

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

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)

Main: 1DU5 [RPSD[Archive

Lifescience Database Archive (English)

Full Text Available 1DU5 トウモロコシ Corn Zea mays L. Zeamatin Precursor. Name=Zlp; Zea Mays Molecule: Zeamatin; Chai...eta Sandwich SWS:ZEAM_MAIZE,P33679|EMBL; U06831; AAA92882.1; -.|PIR; T02075; T02075.|PDB; 1DU5; X-ray; A/B=22-227.|Mai

Aux origines du monde

CERN Multimedia

2004-01-01

"C'est l'histoire d'une aventure humaine, scientifique, international qui a vu le jour il y a cinquante ans, aux confins de la Suisse et du département de l'Ain. Le plus grand laboratoire de physique des particules du monde, le Cern, a été fondé en 1954. Les festivités organisées à l occasion de cet anniversaire connaîtront leur point d'orgue le 16 octobre prochain, avec portes-ouvertes, accueil de personallités et inauguration d'un monumnet spécifique, le Globe de l'innovation" (2 pages)

Le désordre du monde

African Journals Online (AJOL)

sulaiman.adebowale

Le début du XXIe siècle se caractérise par l'accumulation et la consécution ..... Unis a présidé à la naissance aux forceps de cet outil d'équilibre du monde en ... De toute évidence, l'ONU reste l'instrument qui a marqué le siècle dernier,.

Evolution tectono-sédimentaire du bassin de Talara (nord-ouest du Pérou

Directory of Open Access Journals (Sweden)

1987-01-01

Full Text Available Le bassin pétrolier de Talara, dans le nord-ouest du Pérou, est rempli par des séries terrigènes fluvio-deltaïques du Campanien à l'Eocène Supérieur. Cinq cycles de sédimentation (A, B, C, D, E sont définis par des séquences grano-décroissantes d'approfondissement du bassin, à l'exception du cycle B qui résulte de la progradation du système fluviatile. L'activité tectonique distensive qui domine l'évolution du bassin et contrôle la nature et la répartition des sédiments est interrompue, pendant l'Eocène Moyen, lorsque des chevauchements vers le sud-est se mettent en place dans la série tertiaire décollée du socle. Au front des chevauchements actifs, se forment des olistolithes ainsi que des brèches syntectoniques. L'analyse de la déformation en avant des failles inverses montre que les chevauchements se faisaient vers le sud-est et qu'ils affectaient des sédiments peu lithifïés. La cuenca sedimentaria y petrolera de Talara, en el noroeste del Perú, está rellena por secuencias fluvio-deltaicas del Campaniano al Eoceno Superior. Cinco ciclos de sedimentación (A,B,C,D,E están definidos por secuencias grano-decrecientes de hundimiento, excepto el ciclo B que representa una secuencia grano-creciente de progradación fluvial. La tectónica en distensión domina la evolución de la cuenca y también controla el tipo y la distribución de los sedimentos. Sin embargo, durante el Eoceno Medio, suceden cabalgamientos hacia el sureste, dentro de la cubierta sedimentaria terciaria despegada sobre el basamento paleozoico. Olistolitos y brechas tectónicas se forman en la parte frontal de los cabalgamientos donde el análisis de la deformación muestra que éstos se desarrollaron hacia el sureste y que afectaron sedimentos aún no litificados. Talara oil-basin in NW Peru is filled by fluvio-deltaic series of Campanian to Upper Eocene age. Five sedimentation Cycles (A,B,C,D,E are defined by fining-upward sequences resulting from

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1963-06-15

Among the various natural isotopes of carbon, a radioactive isotope, carbon-14, is formed by the action of secondary neutrons from cosmic rays on nitrogen in the air. Until 1950, the concentration of this isotope in ordinary carbon underwent weak fluctuations of about 2-3 per cent. The exact measurement of this concentration 6 X 10{sup 12} Ci/gm of carbon, and of its fluctuations, are difficult and in the first part of this report a highly sensitive method is given using a liquid scintillator. Since 1950 this natural activity has shown large fluctuations because of the carbon-14 formed during nuclear explosions, and in the second part, the evolution in France of this specific activity of carbon in the atmosphere and biosphere is examined. In the last part is studied the local increase in carbon activity in the atmosphere around the Saclay site, an increase caused by the carbon-14 given off as C{sup 14}O{sub 2}, by the reactors cooled partially with exterior air. (author) [French] Parmi les differents isotopes naturels du carbone, un isotope radioactif, le carbone 14, est forme par l'action de neutrons secondaires due aux rayons cosmiques sir l'azote de l'air. Jusqu'en 1950, la concentration de cet isotope dans le carbone ordinaire est soumise a des fluctuations de faible amplitude, de l'ordre de 2 a 3 pour cent. Les mesures precises de cette concentration, 6. 10{sup -12} Ci/g de carbone, et de ses fluctuations sont delicates, et dans la premiere partie de ce rapport, on decrit une methode de detection a grande sensibilite utilisant un scintillateur liquide. Depuis 1950, cette activite naturelle subit des fluctuations importantes dues au carbone 14 forme lors des explosions nucleaires, et dans la seconde partie, on examine l'evolution en France de l'activite specifique du carbone de l'atmosphere et ce la biosphere. Dans la derniere partie, on etudie l'accroissement local de l'activite du carbone de l'air aux environs du site de Saclay, accroissement provoque par le

Effets du barrage sur l'volution du trait de côte | Blivi | Journal de la ...

African Journals Online (AJOL)

Effets du barrage sur l'volution du trait de côte. A. Blivi. Abstract. (J. de la Recherche Scientifique de l'Université de Lomé, 2000, 4(1): 29-42). Full Text: EMAIL FULL TEXT EMAIL FULL TEXT · DOWNLOAD FULL TEXT DOWNLOAD FULL TEXT · http://dx.doi.org/10.4314/jrsul.v4i1.16996 · AJOL African Journals Online.

Le parcours migratoire de jeunes ruraux du bled du kif

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Khalid Mouna

2015-06-01

Full Text Available Cet article analyse le parcours migratoire des jeunes ruraux originaires des zones de production du cannabis, jeunes qui cherchent à briser les chaînes de soumission et d’humiliation vécues au quotidien. Pour les jeunes concernés par notre étude, la migration constitue un moyen de s’intégrer dans des réseaux transnationaux et ainsi d’entamer une carrière de beznass (commerçant du cannabis. Ce parcours « initiatique » permet à ces jeunes de revenir au bled avec de nouvelles idées, des moyens accrus, et de jouer un rôle actif dans l’économie locale – qui reste pour eux focalisée sur la production de cannabis, cette dernière restant néanmoins officiellement interdite.

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1960-07-01

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

Roman contre roman dans l’organisation du manuscrit du Vatican, Regina Latina 1725

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Francis Gingras

2012-08-01

Full Text Available Alors que les développements structuralistes et post-structuralistes ont favorisé la “textualisation” de la littérature médiévale, l’auteur suggère que la recontextualisation de la réception du roman médiéval passe par un retour aux manuscrits. Appliquée au manuscrit du Vatican, Regina Latina 1725, cette hypothèse de recherche révèle une technique de contrepoint que permet la juxtaposition de différents romans et dont, en dernier recours, le lecteur est toujours un peu juge.

Atlas du réchauffement climatique 1971-2010. Publié par Physio-Géo - collection Ouvrages, 2012, 122 p.En ligne sur : http://www.physio-geo.fr (onglet "Ouvrages".

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Jean-Claude Flageollet

2012-06-01

Full Text Available Cet atlas présente le réchauffement climatique récent, de 1971 à 2010, dans les terres émergées continentales et océaniques découpées en 39 régions dont, pour certaines d'entre elles, les limites sont proches des limites des régions climatiques du globe telles que définies et tracées par exemple par KÖPPEN et GEIGER. Les températures utilisées sont les moyennes annuelles empruntées à la base de données "Gistemp" de la NASA, complétées par calcul et par station. Dans chaque région, sont représentées graphiquement l'évolution des températures annuelles, selon l'environnement des stations, rural, urbain ou intermédiaire, ainsi que la valeur du réchauffement, par périodes pluri annuelles et décennales. En outre, les stations, classées en deux catégories en comparant leurs températures de 2009 et 2010, sont localisées sur des cartes à l'échelle de chaque continent. Quatre cartes régionales du réchauffement sont produites pour les périodes 1971-2010, 1981-2010, 1991-2010 et 2001­2010. Elles permettent de distinguer les régions en réchauffement et les régions en refroidissement, ces dernières concernant principalement les deux dernières décennies.This atlas presents the recent warming, from 1971 to 2010, in the continental and oceanic earth's land surface, divided into 39 regions which, for some of them, the limits are close to the earth's climatic regions defined and delineated by KÖPPEN and GEIGER. The temperatures used are annual averages taken from the "Gistemp" data base of the NASA, supplemented by calculation and by station. In each region, graphs and diagrams represent the evolution of annual temperatures as well as pluri-annual, decadal and multi decadal periods of warming, depending on the environment of stations: rural, urban or intermediate. In addition, the stations, divided into two categories by comparing their temperatures of 2009 and 2010, are located on each continent-scale maps. Four

Etude de l'origine du citronellol dans les vins

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Isabelle Dugelay

1992-09-01

Full Text Available La formation du citronellol à partir du géraniol et du nérol au cours de la fermentation de moûts synthétiques et naturels de raisin par différentes souches de levures a été étudiée. Le géraniol et le nérol sont transformés en citronellol par la levure, ceci de façon plus marquée avec le géraniol. La quantité de citronellol formé dépend de la souche de levure utilisée. D'autres monoterpènes, comme les acétates de géranyle et de néryle et l'α-terpinéol, sont aussi formés au cours de la fermentation. La préparation enzymatique utilisée n'a pas montré d'activités réductases vis-à-vis du géraniol et du nérol pour former du citronellol.

Cirque du Monde as a health intervention

Science.gov (United States)

Fournier, Cynthia; Drouin, Mélodie-Anne; Marcoux, Jérémie; Garel, Patricia; Bochud, Emmanuel; Théberge, Julie; Aubertin, Patrice; Favreau, Gil; Fleet, Richard

2014-01-01

Abstract Objective To present Cirque du Soleil’s social circus program, Cirque du Monde, to explore its potential as a primary health care tool for family physicians. Data sources A review of the literature in PubMed, the Cochrane Library, PsycINFO, LaPresse, Eureka, Google Scholar, and Érudit using the key words circus, social circus, Cirque du Monde, and Cirque du Soleil; a Montreal-based initiative, Espace Transition, modeled on Cirque du Monde; and personal communication with Cirque du Soleil’s Social Circus Training Advisor. Study selection The first 50 articles or websites identified for each key word in each of the databases were examined on the basis of their titles and abstracts in the case of articles, and on the basis of their titles and page content in the case of websites. Articles and websites that explored an aspect of social circuses or that described an intervention that involved circuses were then retained for analysis. Because all literature on social circuses was searched, no criterion for year of publication was used. Synthesis No articles on the social circus as a health intervention were found. One study on the use of the circus as an intervention in schools was identified. It demonstrated an increase in self-esteem in the children who took part. One study on the use of the circus in a First Nations community was found; it contained nonspecific, qualitative findings. The other articles identified were merely descriptions of social circuses. One website was identified on the use of the social circus to help youth who had been treated in a hospital setting for major psychiatric disorders to re-enter the community. The team in the pediatric psychiatry department at Centre Hospitalier Universitaire Sainte-Justine, the children’s hospital in Montreal, Que, was contacted; they were leading this project, called Espace Transition. The unpublished preliminary findings of its pilot project demonstrate substantial improvements in overall patient

Sur la plurifonctionnalité du discours direct

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Cigada Sara

2012-07-01

Full Text Available La comparaison entre les résultats de nombreux travaux sur le dialogue dans le texte littéraire, sur l’attestation linguistique de la subjectivité, sur la fonction argumentative des émotions dans le discours et sur les effets de polyphonie, suggère que la structure sémiotique et linguistique du discours direct (DD se trouve au croisement stratégique de plusieurs axes de la construction discursive. Nous étudions donc l’insertion du DD dans le discours (cf. Rosier 2008: Le discours rapporté en français; Kerbrat 2005: Le Discours en interaction et Id. 2008: Le Dialogue comme objet d’analyse linguistique; Maingueneau 2010: Manuel de linguistique pour le texte littéraire en tant que phénomène de rupture sémiotique (Genette 1972: Figures III et Id. 1983: Nouveau discours du récit, dans ses fonctions discursives plurielles, tantôt émotives (Tannen 1989: Talking Voices; Plantin-Traverso-Vosghanian 2008: Parcours des émotions en interaction, tantôt argumentatives (Doury 2001: La Fonction argumentative des échanges rapportés; Stati 1990: Le transphrastique. Du point de vue méthodologique, nous nous proposons de revisiter empiriquement, par l'étude de corpus, les traits linguistiques structuraux qui caractérisent l’insertion du DD dans un récit à l'écrit, en les comparant systématiquement aux traits de l’insertion du DD dans un récit à l'oral. Une analyse parallèle est possible en ce qui concerne les fonctions discursives, que le DD typiquement déroule dans les récits. Les fonctions du DD décrites à partir de l'étude des corpus sont plurielles: on reconnaît des fonctions fortement argumentatives d'autres plus typiquement narratives, tandis que d'autres encore amalgament les deux fonctions. Le « contrat de littéralité », qui selon Genette ne porterait jamais que sur la teneur du discours, doit donc être fortement nuancé selon les contextes, tandis que l'effet de sens le plus directement lié à la

Tuberculose du col utérin simulant un cancer du col utérin : à propos ...

African Journals Online (AJOL)

Tuberculose du col utérin simulant un cancer du col utérin : à propos d'un cas, au Centre Hospitalier Universitaire Souro Sanou de Bobo-Dioulasso, Burkina Faso. A. Dembélé, V. Konségré, E. Birba, D.A. Somé, H. Zamané, A.S. Ouédraogo, S. Kiemtoré, S. Ouattara, A. Lamien-Sanou, M. Bambara, B. Bonané/Thiéba ...

Intensification du recours à l'irrigation intermittente en riziculture afin ...

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

Un nouveau projet de recherche vise à contribuer à la lutte contre le paludisme dans un bassin versant du nord du Pérou. Sur la côte du nord du Pérou, qui est fort aride, le paludisme est répandu en raison de l'irrigation abondante que nécessitent les rizières. La riziculture pratiquée dans cette région représente 60 % de la ...

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

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1963-06-15

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

Politique de gestion de l'habitat du poisson du Ministère des pêches et des océans

National Research Council Canada - National Science Library

1986-01-01

Le present document enonce la politique, les objectifs et les strategies du Ministere des Peches et des Oceans pour la gestion de l'habitat du poisson dont dependent les peches canadiennes en eaux douces et marines...

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

Power calibration of Proserpine (1960); Etalonnage en puissance de proserpine (1960)

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1960-07-01

The power of a homogeneous reactor can be determined if the fission rate at one point is known, and also the flux chart throughout the whole volume of fuel. By applying this method to Proserpine, the following operations have been carried out: 1) determination of the fission rate at a point by means of a miniature zirconium fission chamber, with absolute counting of the plutonium deposit in a low-geometry {alpha} chamber; 2)establishment of a flux chart by activation of gold bands, without contamination of gold by plutonium. (author) [French] On peut determiner la puissance d'un reacteur homogene si l'on connait le taux des reactions de fission en un point, et la carte du flux dans tout le volume du combustible. Cette methode, appliquee a la pile Proserpine, a conduit aux manipulations suivantes: 1) determination du taux de reactions en un point, grace a une chambre a fission miniature en zirconium, dont le depot de plutonium a fait l'objet de comptages absolus dans une chambre {alpha} a faible geometrie; 2) etablissement d'une carte de flux, par activation de bandes d'or, sans contamination de l'or par le plutonium. (auteur)

La géopolitique au risque du tourisme. 

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Maie Gérardot

2008-06-01

Full Text Available La géopolitique du tourisme est dans l’air du temps. En témoigne la sortie, fin 2007, d’un numéro de la revue Hérodote consacré à cette question (recensé sur EspacesTemps.net — numéro auquel Jean-Michel Hoerner a d’ailleurs participé avec deux articles 1 , dont on retrouve le contenu dans son ouvrage Géopolitique du tourisme . Jean-Michel Hoerner, professeur de géopolitique et de tourisme, poursuit dans Géopolitique du tourisme , un travail de « reconnaissance ...

Magic turtle dans le canton du Jura: concept marketing

OpenAIRE

Hauser, Magali; Perruchoud-Massy, Marie-Françoise

2012-01-01

Depuis juin 2009, Saint-Ursanne/Clos du Doubs est une région pilote du Projet Enjoy Switzerland/ASM ayant pour but d’intervenir sur le développement et la sensibilisation du tourisme dans la région. En parallèle, la Maison du Tourisme, entreprise proposant principalement des offres touristiques dans la région, a ouvert ses portes l’année dernière. Ces deux entités ont travaillé ensemble afin de développer une nouvelle offre touristique intitulée « Magic turtle ». Le Magic turtle, pensé par de...

L’Harmonie du monde

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Martine Clouzot

2003-11-01

Full Text Available La Bourgogne est particulièrement bien présente et représentée dans l’exposition sur la musique et ses représentations au Moyen Âge organisée par Isabelle Marchesin (université de Poitiers, Christine Laloue (conservatrice du Patrimoine au Musée et Martine Clouzot (université de Bourgogne, au Musée de la Musique à Paris du 26 mars au 27 juin 2004. En Côte-d’Or, à Dijon, la Bibliothèque municipale a donné son accord officiel pour le prêt de la Bible d’Etienne Harding, les Moralia in Job et u...

Répercussions de la chute du mur de Berlin sur des conflits nationalistes : Pays Basque et Irlande du Nord

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Pascal Pragnère

2012-11-01

Full Text Available La chute du mur de Berlin et l’effondrement des régimes communistes eurent pour effet de discréditer et affaiblir de nombreux mouvements révolutionnaires, et de provoquer l’émergence ou la résurgence de mouvements nationalistes.En 1989-90, deux conflits violents faisaient rage au cœur de l’Europe occidentale démocratique, en Irlande du Nord et au Pays Basque.Dans ces deux territoires, des nationalistes, dont certains étaient des radicaux animés par des revendications nationalistes et révolutionnaires s’opposèrent à des états démocratiques par l’utilisation de la violence. Un processus de paix se développa à partir de 1998 en Irlande du Nord ; celui du Pays Basque est toujours dans l’impasse.Il semble au premier abord que ces conflits continuèrent sans bouleversement majeur dans la période qui suivit la chute du mur.Cet article examine les revendications des nationalistes en Irlande du Nord et au Pays Basque pour tenter de dévoiler dans quelle mesure ils furent affectés par ce choc historique.Une perspective comparative permet de comprendre que ces mouvements furent influencés différemment en fonction des contextes locaux. Certains acteurs politiques restèrent volontairement imperméables, alors que d’autres furent davantage affectés par le débat idéologique.

Analyse économique de la production artisanale du chakpalo au ...

African Journals Online (AJOL)

SARAH

31 mars 2015 ... maltage de la céréale (sorgho, maïs et/ou le mélange du sorgho et du maïs), le brasage du malt .... trempage, la germination et le séchage. Les grains de sorgho sont vannés, triés et lavés à grande .... cours du chauffage afin d'éviter la calcination et l'incrustation des particules au fond de la marmite ; des.

Strategie de repeuplement du mollusque gasteropode Concholepas concholepas (B) au sud du Chili

OpenAIRE

Varelasantibanez, C

1992-01-01

Une stratégie de repeuplement du "loco" Concholepas concholepas (B) est développée dans le sud du Chili à partir de résultats obtenus au laboratoire sur la reproduction et la croissance de ce mollusque. Les reproducteurs sont conservés au laboratoire pendant toute l'année et l'émission de capsules ovigères peut être provoquée au cours de toute cette période. Les capsules sont ensuite transférées dans le milieu naturel où a lieu l'éclosion. Par ailleurs, des juvéniles recrutés dans le milie...

Influence du temps de conservation du sang sur l'hémogramme réalisé avec le Vet-ABC chez le chien et le chat

OpenAIRE

Caillard, Agnès

2002-01-01

L'utilisation du Vet abc, automate d'hématologie de type «coulter » a permis d'étudier les modifications engendrées par la conservation du sang pendant 24 heures à température ambiante, sur les paramètres et constituants de l'hémogramme du chien et du chat. L'évaluation de l'effet de la conservation du sang sur l'IDR et sur les courbes de distribution cellulaire, constitue l'originalité de ce travail. Les évolutions les plus notables ont été les suivantes : - un VGM qui augmente en moyenne de...

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)

La microflore des sols du vignoble de Touraine

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Claude Cuinier

1975-12-01

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

GRANDE VENTE DE NOEL - MAGASIN DU MONDE MEYRIN - French version only

CERN Multimedia

Groupe Magasin du Monde Meyrin

2002-01-01

Mercredi 4 décembre de 10h. à 14h.30 Bâtiment principal, devant le restaurant no1 Vous y trouverez des produits alimentaires tels que miel, café, chocolat, sucre, quinoa, épices, etc, bref un riche assortiment des produits du commerce équitable porteurs du label Max Havelaar garantissant un meilleur revenu aux producteurs du Tiers Monde. Egalement à votre disposition des produits de l'artisanat des quatre coins du monde et des idées de cadeaux pour Noël. Groupe Magasin du Monde Meyrin

La violence dans les services sociaux: situation dans les services d'aide contrainte du canton du Jura

OpenAIRE

Durand, Loriane; Favre, Eliane

2017-01-01

Mon Travail de Bachelor a pour but premier de prendre connaissance de la situation de la violence dans les services d’aide contrainte du canton du Jura. La violence est-elle une réalité ? De quels types de violence s’agit-il ? Pourquoi cette violence, quelles en sont les raisons ? Cette violence augmente-t-elle le stress dans la profession d’assistant social ?

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.

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

Effets de la microdose sur la production du niébé, du mil et du ...

African Journals Online (AJOL)

respectivement pour le sorgho, le mil et le niébé comparativement au témoin. La microdose a été .... Les prix utilisés sont celui du marché local au moment des semis pour les engrais soit 17500 FCFA pour NPK et ..... Projet « Transfert de la.

Incidence du cancer au Canada : tendances et projections (1983-2032

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Lin Xie

2015-01-01

Full Text Available Dans cette monographie, nous présentons, pour 1983 à 2032, un historique et des projections du nombre de nouveaux cas et des taux d'incidence du cancer pour le Canada, à l'exception des cancers de la peau autres que le mélanome (c.-à -d. les carcinomes basocellulaire et spinocellulaire. Ces renseignements visent à faciliter la planification stratégique et l'affectation de ressources et d'infrastructures pour assurer la prestation future de soins de santé et de mesures de lutte contre le cancer. Évolution projetée des taux d'incidence de cancer : De 2003-2007 à 2028-2032, les taux d'incidence normalisés selon l'âge (TINA pour l'ensemble des cancers devraient diminuer de 5 % pour les Canadiens, passant de 464,8 à 443,2 pour 100 000 habitants, et augmenter de 4 % pour les Canadiennes, passant de 358,3 à 371,0 pour 100 000 habitants. La diminution globale des taux de cancer chez les hommes sera le résultat de la baisse des taux de cancer du poumon chez les hommes de 65 ans et plus et des taux de cancer de la prostate chez les hommes de 75 ans et plus. L'augmentation globale des taux de cancer chez les femmes correspond à la hausse prévue des taux de cancer du poumon chez les femmes de 65 ans et plus. Elle représente également la hausse prévue des cas de cancer de l'utérus, de la thyroïde, du sein (chez les femmes de moins de 45 ans, du rein et du pancréas ainsi que des cas de leucémie et de mélanome. Parmi les changements les plus importants dans les TINA projetés sur un horizon de 25 ans, mentionnons une augmentation du nombre de cas de cancer de la thyroïde (55 % chez les hommes et 65 % chez les femmes et de cancer du foie chez les hommes (43 %, et une diminution du nombre de cas de cancer du larynx (47 % chez les hommes et 59 % chez les femmes, de cancer du poumon chez les hommes (34 % et de cancer de l'estomac (30 % chez les hommes et 24 % chez les femmes. Le taux d'incidence du cancer du poumon chez les femmes

98 Etude Comparative du Systeme Phonematique et Tonal des ...

African Journals Online (AJOL)

98. Etude Comparative du Systeme Phonematique et Tonal des. Deux Parlers: Le Yoruba du Nigeria et L'itsa Parle en. Republique du Benin. Ajani Akinwumi Lateef et Ayuba G. Ajibabi http://dx.doi./org/10.4314/ujah.v18i3.5. Résume. En ce début de l'époque ou la mondialisation et la coexistence des peuples dans le ...

Carcinome du tube collecteur de Bellini: une nouvelle observation ...

African Journals Online (AJOL)

Le carcinome du tube collecteur de Bellini est un type très rare des carcinomes à cellules rénales (CCR), sa fréquence est inférieure à 1%. Il dérive de la partie distale du néphron, plus précisément du tube collecteur. Ses aspects morphologiques sont extrêmement variables, rendant son diagnostic difficile. Nous rapportons ...

Le vide univers du tout et du rien

CERN Document Server

Diner, Simon

1997-01-01

Pourquoi l'Univers plutôt que le vide ? Le temps et l'espace existent-ils en l'absence de l'Univers ? Que reste-t-il quand tout est enlevé ? Pourquoi quelque chose plutôt que rien ? Depuis des siècles, ces interrogations mobilisent philosophes et physiciens. Mais aujourd'hui, le vide n'est pas le rien. Il serait même l'acteur central de l'histoire de la matière et de l'Univers, le partenaire privilégié de la physique. Vide et matière ne sont plus deux manifestations séparées de la nature, mais deux aspects d'une même réalité. Le vide est l'état de base dont la matière émerge, sans couper son cordon ombilical Le vide comme Univers du rien cède la place au vide comme Univers du tout. Que le vide puisse être conçu par les physiciens comme réservoir potentiel d'univers, voici qui ne devrait laisser personne indifférent. Ce livre ouvre un débat et nous convie à une réflexion surprenante.

Ėtude sur l’alimentation du poulet de chaire à base du maïs Zenata et Ain kebira

OpenAIRE

KENZI, MOHAMMED ZAKARYA; WAHAJ, MOHAMMED

2016-01-01

Résume L’aliment représente 70% du cout de production dans l’élevage de poulet de chair, il est donc important d’accorder une attention particulière à ce paramètre. Ce dernier est le premier poste intervenant dans le prix de revient du poulet de chair. La supplémentation de l’aliment du poulet en 2 5% de maïs durant le démarrage et croissance permet aussi de réduire le cout d’élevage et d’améliorer le poids a l’abattage. Study chair of chicken feed made of corn Summ...

les cahiers du cread: About this journal

African Journals Online (AJOL)

les cahiers du cread: About this journal. Journal Home > les cahiers du cread: About this journal. Log in or Register to get access to full text downloads. Username, Password, Remember me, or Register · Journal Home · ABOUT THIS JOURNAL · Advanced Search · Current Issue · Archives. People. » Contact. Policies.

L’Association du personnel, le TREF, le Comité des Finances et le Conseil du CERN

CERN Multimedia

Staff Association

2016-01-01

L’Association du personnel, forte de son approche participative et consensuelle, recherche toujours le meilleur accord possible pour l’Organisation et son personnel. Pour ce faire, discussions et concertation avec la Direction, travail d’explication et de persuasion au TREF et ailleurs auprès des délégués des États membres sont nos principaux atouts. TREF (Tripartite Employment Conditions Forum), un Forum d’échanges, de discussions « L’objectif du Forum est d’améliorer le processus de prise de décision  en donnant aux personnes concernées la possibilité et le temps de comprendre pleinement la position de tous les participants. » (CERN/RTG/8) Le Forum tripartite sur les conditions d’emploi (TREF), créé par le Conseil du CERN en juin 1994, est composé de r...

Spécificités du sous-titrage pour enfants malentendants

OpenAIRE

Comitre-Narvaez, Isabel

2016-01-01

Ce travail aborde la spécificité multisémiotique du texte audiovisuel qui est à l’origine de nombreux défis que le traducteur audiovisuel doit relever. Il explore les rapports intersémiotiques qui s’établissent entre le code verbal et le code visuel et se concentre sur les particularités du sous-titrage pour sourds et malentendants dans la “compensation” du déficit auditif, essentiellement son rapport spécifique à l’image. À cet égard, Gottlieb signale que le succès du sous-titrage dépend du ...

Incorporation du coprah et des cuticules de cacao et d'arachide ...

African Journals Online (AJOL)

Incorporation du coprah et des cuticules de cacao et d'arachide dans l'aliment du ( tilapia du nil( ( Oreohromis niloticus , linné, 1758) eleve en etang : Effet sur la croissance et la composition biochimique.

Histoire et sociétés du Vietnam classique

OpenAIRE

Papin, Philippe

2012-01-01

Programme de l’année 2008-2009 : I. Histoire rurale de la propriété foncière au Vietnam du XVIe au XVIIIe siècle. — II. Étude des sources de l’histoire villageoise du bassin du fleuve Rouge à l’époque moderne.

Directeur, Gestion du risque et audit interne | CRDI - Centre de ...

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

Résumé des fonctions En qualité de dirigeant principal de l'audit (DPA), ... président du Centre et au président du Comité des finances et de l'audit une assurance et des ... Il fournit des services de gestion du risque organisationnel et d'autres ...

La mesure du danger

CERN Document Server

Manceron, Vanessa; Revet, Sandrine

2014-01-01

La mesure du danger permet d’explorer des dangers de nature aussi diverse que la délinquance, la pollution, l’écueil maritime, la maladie ou l’attaque sorcellaire, l’extinction d’espèces animales ou végétales, voire de la Planète tout entière. Au croisement de la sociologie, de l’anthropologie et de l’histoire, les différents articles analysent les pratiques concrètes de mesure pour tenter de comprendre ce qui se produit au cours de l’opération d’évaluation du danger sans préjuger de la nature de celui-ci. L’anthropologie a contribué à la réflexion sur l’infortune en s’intéressant aux temporalités de l’après : maladies, catastrophes, pandémies, etc. et en cherchant à rendre compte de l’expérience des victimes, de leur vie ordinaire bouleversée, de la recomposition du quotidien. Elle s’intéresse aussi aux autres types de mesures, les savoirs incorporés, qui reposent sur l’odorat, la vue ou le toucher et ceux qui ressortent d’une épistémologie « non ...

Proudhon, science ou métaphysique du travail

OpenAIRE

Lecerf , Eric

2008-01-01

La philosophie de Proudhon, même si elle trouve son concept essentiel dans la justice, est intégralement une philosophie du travail, non pas que le travail en constitue l'objet unique, mais car c'est en lui que les tensions du réel sont concrètement identifiables. C'est dans sa critique que l'agir humain se donne comme émancipation et/ou aliénation, autrement dit que la dialectique acquiert toute sa justification. La philosophie du travail de Proudhon donnera lieu à deux lectures opposées : c...

Une étude du pluralisme architectural: l'indicateur des métamorphoses du quartier Mariscal Sucre à Quito

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Marie S. BOCK

1993-06-01

Full Text Available L’étude de la carte du pluralisme architectural du quartier Mariscal Sucre à Quito, élaborée à partir d’une matrice de Bertin, permet de mettre en valeur une dichotomie chronologique et fonctionnelle et de dégager des profils architecturaux soulignant les différentes étapes de constitution et d’évolution de ce secteur.

Entrepreneur innovateur du troisième millénaire

OpenAIRE

Nathalie Mudard-Franssen

2000-01-01

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

Progrès de la connaissance du Congo, du Rwanda et du Burundi de 1993 à 2008

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Henri Nicolaï

2013-03-01

Full Text Available Cette chronique, la vingt et unième d’une série qui a commencé avec l’année 1949, couvre la période 1993-2008 et a pour objectif de faire le point sur les progrès réalisés sur la connaissance du Congo (République démocratique du Congo, du Rwanda et du Burundi, dans le domaine de la géographie mais aussi dans les domaines des sciences naturelles et des sciences humaines qui peuvent fournir des données utiles ou indispensables aux géographes. Chaque référence bibliographique, livre ou article, est accompagnée d’un bref commentaire qui en retient les éléments principaux et surtout les faits ou les idées qui intéressent particulièrement les géographes. L’article comporte onze chapitres dont les plus importants concernent le milieu naturel, la géographie de la santé, la démographie, l’histoire (y compris l’histoire récente, la vie sociale et économique des campagnes traditionnelles et modernes, le secteur informel, les aspects de la vie urbaine. Les événements dramatiques qui se sont produits dans ces territoires africains au cours des quinze dernières années ont rendu la recherche sur le terrain particulièrement difficile tant pour les chercheurs nationaux que pour les chercheurs étrangers, ce qui se traduit notamment par une part de plus en plus importante des recherches menées en milieu urbain.This paper, the 21st issue of an edition of books and paper reviews on the knowledge of three countries of former Belgian Africa (DR Congo, Rwanda, and Burundi, covers the period 1993-2008. A short text for each reference points out the facts or ideas that are useful for geographers. The paper is composed of eleven sections. The most important are coping with the natural environment, health geography, population geography, history (including recent events, social and economic life in traditional and modern rural areas, informal economy, and urban geography. During the last sixteen years, conditions for field

Case Report - Le syndrome de Cri du Chat : A propos d'une ...

African Journals Online (AJOL)

Le syndrome du Cri du Chat (Cri du Chat syndrome, CdCS) est une anomalie chromosomique résultant d'une délétion de taille variable de l'extrémité du bras court du chromosome 5 (5p), incluant une région critique située en p15.2. Il représente une des délétions chromosomiques les plus fréquentes, son incidence dans ...

Sud du Sahara | Page 9 | CRDI - Centre de recherches pour le ...

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

Un nouveau projet de recherche sur la prévention du VIH a conduit à la réalisation d'un essai national novateur de prévention du VIH au Botswana. Read more about Des résultats de recherche mènent à la réalisation d'essais de prévention du VIH dans l'ensemble du Botswana. Langue French. New research into HIV ...

Couzeix – Les Terres du Puy Dieu

OpenAIRE

Maniquet, Christophe

2013-01-01

Identifiant de l'opération archéologique : 122281 Date de l'opération : 2005 (EX) Dans le cadre du projet de construction d'un lotissement constitué de trois pavillons au lieu-dit « Les Terres du Puy Dieu », un diagnostic archéologique a été prescrit par le service régional de l'Archéologie. En effet, plusieurs sites archéologiques avaient été inventoriés à proximité immédiate de la zone d'intervention. On notera, en particulier, la découverte en 1982, près du Puy Dieu, au cours de travaux de...

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

The biokinetics of uranium migrating from embedded DU fragments

International Nuclear Information System (INIS)

Leggett, R.W.; Pellmar, T.C.

2003-01-01

Military uses of depleted uranium (DU) munitions have resulted in casualties with embedded DU fragments. Assessment of radiological or chemical health risks from these fragments requires a model relating urinary U to the rate of migration of U from the fragments, and its accumulation in systemic tissues. A detailed biokinetic model for U has been published by the International Commission on Radiological Protection (ICRP), but its applicability to U migrating from embedded DU fragments is uncertain. Recently, ) conducted a study at the Armed Forces Radiobiology Research Institute (AFRRI) on the redistribution and toxicology of U in rats with implanted DU pellets, simulating embedded fragments. This paper compares the biokinetic data from that study with the behavior of commonly studied forms of U in rats (e.g., intravenously injected U nitrate). The comparisons indicate that the biokinetics of U migrating from embedded DU is similar to that of commonly studied forms of U with regard to long-term accumulation in kidneys, bone, and liver. The results provide limited support for the application of the ICRP's model to persons with embedded DU fragments. Additional information is needed with regard to the short-term behavior of migrating U and its accumulation in lymph nodes, brain, testicles, and other infrequently studied U repositories

1er mars 2017 - Signature du livre d'or, visite du tunnel du LHC au Point 5 et de la caverne expériementale de CMS par le Secrétaire d’Etat français aux Affaires européennes auprès du ministre des Affaires étrangères et du Développement international H. Désir.

CERN Multimedia

Bennett, Sophia Elizabeth

2017-01-01

Entourent le Secrétaire d'Etat pendant la signature du livre d'or: Le Préfet de l’Ain A. Cochet; le Directeur des accélérateurs et de la technologie F. Bordry; Ambassadeur, Représentant permanent de la France auprès de l’Office des Nations Unies à Genève et des Organisations internationales en Suisse E. Laurin; la Directrice générale du CERN F. Gianotti et la Directrice des relations internationales C. Warakaulle. Sont également présents: H. Bertrand, Maire de Saint-Genis-Pouilly; C. Bouvier, Maire de Cessy; G. Rousseau, Secrétaire Général de la sous-préfecture de Gex; Y. Mecibah, Directrice de Cabinet du Maire de Saint-Genis-Pouilly; F. Croquette, Ambassadeur pour les droits de l’homme, chargé de la dimension internationale de la Shoah, des spoliations et du devoir de mémoire; S. Bonbayl, Conseillère technique, Cabinet du Secrétaire d’Etat chargé des Affaires Européennes au MAEDI; F. Cormon-Veyssière, Sous-Directrice des droits de l’Homme et des Affaires humanitaires au MAEDI...

Commis, artisans, ouvriers. Les métamorphoses du salariat dans l’Égypte du XIXe siècle

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Pascale Ghazaleh

2012-01-01

Full Text Available Cet article se propose d’analyser l’évolution du travail salarié en Égypte pendant la première moitié du XIXe siècle à la lumière des modifications apportées au système des charges vénales, qui permet aux sujets du sultan d’accéder au statut de ses serviteurs en achetant le droit de toucher une rémunération. Les réformes juridiques, militaires, économiques et administratives qu’institue Muhammad ‘Alî (r. 1805-1848 en Égypte vont ériger les instances de l’État naissant en source de rémunération et point de référence primaire des détenteurs de charges. Pendant la période 1840-1860, les recrutements de fonctionnaires et de travailleurs connaîtront un repli ; et, lorsque la question du travail salarié est abordée à part entière dans le discours public des années 1880, c’est sous son versant politique, comme métaphore de la tutelle coloniale.

Impact socio professionnel de la libération chirurgicale du syndrome du canal carpien

Science.gov (United States)

Kraiem, Aouatef Mahfoudh; Hnia, Hajer; Bouzgarrou, Lamia; Henchi, Mohamed Adnène; Khalfallah, Taoufik

2016-01-01

L’objectif de notre travail était d’étudier les conséquences socioprofessionnelles d’une libération chirurgicale du SCC. Il s’agit d’une étude transversale portant sur les sujets opérés pour un SCC d’origine professionnelle ; recensés dans le Service de Médecine de Travail et de Pathologies Professionnelles au CHU Tahar Sfar de Mahdia en Tunisie sur une période de 8 ans allant du 1 Janvier 2006 au mois Décembre 2013. Le recueil des données s’est basé sur une fiche d’enquête, portant sur la description des caractéristiques socioprofessionnelles, médicales, et sur le devenir professionnel des participants. Pour étudier les contraintes psychosociales au travail, nous avons adopté le questionnaire de Karasek. La durée d’arrêt de travail après libération chirurgicale du SCC était significativement liée à l’existence d’autres troubles musculo-squelettiques autre que le SCC, la déclaration du SCC en maladie professionnelle et à l’ancienneté professionnelle des salariés. Quant au devenir professionnel des salariés opérés, 50,7% ont gardé le même poste, 15,3% ont bénéficié d’un aménagement de poste et 33,8% ont bénéficié d’un changement de poste dans la même entreprise. Le devenir professionnel de ces salariés était corrélé à leurs qualifications professionnelles et au type de l’atteinte sensitive et/ou motrice du nerf médian à l’EMG. Un certain nombre de facteurs non lésionnels déterminaient la durée de l’arrêt de travail, alors que le devenir professionnel des opérés pour SCC dépendait essentiellement de leurs qualifications professionnelles et des données de l’électromyogramme. Il est certain que des travaux beaucoup plus larges permettraient d’affiner encore ces résultats. PMID:27800089

Nouvelle initiative des chaires de recherche Canada-Afrique du Sud ...

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

8 déc. 2016 ... Elles s'appuient sur le South African Research Chairs Initiative (SARChl), ainsi que sur le programme de chaires de recherche industrielle, dont le financement provient en partie du Conseil de recherches en sciences naturelles et en génie du Canada (CRSNG) et du Programme des chaires de recherche ...

1 Commande multivariable du moteur asynchrone triphasé à cage ...

African Journals Online (AJOL)

AKA BOKO

Correspondance, courriel : rabenarivo.michel@yahoo.fr. Résumé. La commande du moteur asynchrone triphasé à ... synthèse du système à l'aide du logiciel MATLAB. Mots-clés : commande, système multivariable, variation de ... of the system by MATLAB software. Keywords : control, MIMO system, frequency variation, ...

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)

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)

Card sorting, test d’oculométrie et test d’utilisabilité sur le site web du Service d’information scientifique du CERN

CERN Document Server

Marchand, Alizée; Schneider, René

Ce travail de Bachelor a pour objectif l’évaluation du site web du Service d’information scientifique du CERN. Cette évaluation est basée sur les méthodes utilisées en User Centered Design (UCD). Pour effectuer cette évaluation, nous avons sélectionné trois tests : un card sorting, un test d’oculométrie et un test d’utilisabilité. Selon la norme ISO 9241-11 :1998, l’utilisabilité se définit par « le degré selon lequel un produit peut être utilisé, par des utilisateurs identifiés, pour atteindre les buts définis avec efficacité, efficience et satisfaction, dans un contexte d’utilisation spécifié ». Les tests que nous avons réalisés nous ont permis d’identifier les problèmes d’utilisabilité du site du Service, en nous appuyant sur les caractéristiques d’utilisabilité définies dans cette norme. Pour ce faire, nous avons élaboré les tests en nous basant sur les pratiques utilisées par les spécialistes en UCD. Nous avons ensuite proposé à des employés du CERN, ...

Projet pilote sur la stimulation du commerce des services au Moyen ...

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

Projet pilote sur la stimulation du commerce des services au Moyen-Orient et en Afrique du Nord. Si certaines régions en développement ont réussi à s'intégrer aux chaînes de production mondiales, la région du Moyen-Orient et de l'Afrique du Nord ne participe encore à l'économie mondiale que par des activités simples et ...

Conversation sur les préoccupations scientifiques et les perspectives de recherche au sein du Laboratoire d'Anthropologie Visuelle et Sonore du Monde Contemporain

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Jean Arlaud

2000-06-01

Full Text Available La présent conversation a été pensée comme l'opportunité de présenter le "Laboratoire d'Anthropologie Visuelle et Sonore du Monde Contemporain", de l'Université Paris 7 - Denis Diderot. Il a été crée en 1992 par monsieur le professeur Dr. Jean Arlaud, anthropologue et cinéaste, directeur auteur et réalisateur de plus de vingt filmes sur des sociétés de tous les continents, dans le même esprit que Jean Rouch, son directeur de doctorat. Ce laboratoire, qui regroupe actuellement 35 chercheurs statutaires et associés, développe des programmes de recherche en Asie Centrale (population Kalash, culture populaire et identité, Asie du Sud-Est ( danses masquées, musique, silat, Îles du Pacifique (Vanuatu, Etats Unis (population Cajun, Afrique (population nilotiques Nyangatom, populations Dogon et Bambara et Europe (anthropologie urbaine, anthropologie rurale, identité, migrations/changements. Ce dialogue, fruit de l'initiative du doctorant brésilien Luiz Eduardo Robinson Achutti, chercheur associé au laboratoire, présent la démarche scientifique et méthodologique du laboratoire. A travers les paroles du Dr. Jean Arlaud, du Dr.Pascal Dibie, de la Dra.Christine Louveau de la Guigneraye et Achutti, sont abordés les sujets et les préoccupations actuels de ces chercheurs, questions sur l'anthropologie de proximité, l'approche poétique, la pratique du travail avec les images et les sons, la ville comme lieu de recherche et les connections entre anthropologie et multimédia.

Un Genevois coopte a la tete du Front islamique du salut

CERN Multimedia

Merckling, N

2002-01-01

"Le Front islamique du salut (FIS), a nomme a la tete de ce parti fondamentaliste un resident genevois, Mourad Dhani, chois parmi trois candidats. Ce physicien algerien est arrive a Geneve il y a 14 ans pour travailler au CERN (1 page).

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

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Hipolito A.I.

2010-09-01

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

Polymorphisme de l'apolipoprotéine E dans la population du nord du Maroc: fréquence et influence sur les paramètres lipidiques

Science.gov (United States)

Benyahya, Fatiha; Barakat, Amina; Ghailani, Naima; Bennani, Mohcine

2013-01-01

Introduction L'objectif de ce travail est de déterminer les fréquences alléliques et génotypiques des sites polymorphes situés dans le gène de l'apolipoprotéine E (apo E) ainsi que leur impact sur les paramètres cliniques et lipidiques dans un échantillon de la population du nord du Maroc cliniquement diagnostiqué ADH. Méthodes Le génotype de l'apo E a été analysé par séquençage direct chez 46 patients cliniquement diagnostiqués ADH selon les critères standards. Résultats Les fréquences des allèles epsilon 3, epsilon 2 et epsilon 4 ont été respectivement 78.3%, 2.2% et 19.6%. La fréquence de l'allèle epsilon 4 est très élevée chez la population du nord du Maroc en comparaison avec les populations des autres régions marocaines. Elle est similaire à celle rapportée dans les pays de l'Europe du nord. Les taux du cholestérol total, du cholestérol LDL ainsi que la présence des xanthomes et les maladies cardiovasculaires ne différent pas entre les génotypes de l'apoE. En revanche, les résultats ont montré une influence de l'allèle epsilon4 sur le taux des triglycérides chez les sujets obèses. Conclusion Le génotype de l'apoE ne peut expliquer le phénotype clinique et biochimique présenté par des patients du Nord du Maroc cliniquement diagnostiqués ADH. PMID:24396563

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)

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

CALCUL DU SPECTRE DE REFLEXION DU MULTICOUCHE Ni/C DANS LE DOMAINE DES RAYONS X

Directory of Open Access Journals (Sweden)

A MEDDOUR

2000-12-01

Full Text Available Le pouvoir réflecteur d’un dioptre quelconque dans le domaine des rayons X est trop faible, mais il est toujours possible de choisir des systèmes pouvant présenter un pic de réflexion d’intensité importante autour d’une incidence caractéristique du matériau. Ce dernier est un multicouche, composé de deux couches déposées en sandwich.                 Nous avons élaboré un programme qui permet de calculer la réflexion d’un tel matériau en suivant la méthode d’Abelès dans laquelle une couche mince est représentée par une matrice carrée contenant toutes les informations nécessaires pour le calcul de la réflexion. Ce programme tient compte aussi des rugosités aux interfaces du multicouche, vue leur importante influence sur l’intensité du pic apparaissant sur le spectre de réflexion.                 L’application du programme au multicouche Ni/C a montré  l’existence d’un pic centré autour de 31.32°. Son intensité est sensible au nombre de périodes dans le multicouche, aux épaisseurs des couches minces de Ni et de C et à la taille des rugosités des interfaces Ni/C et C/Ni.

Spectrographic determination of chlorine and fluorine; Dosage du chlore et du fluor par spectrographie d'emission en atmosphere inerte

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1965-04-01

Experimental conditions have been investigated in order to obtain the highest sensitivity in spectrographic determination of chlorine and fluorine using the Fassel method of excitation in an inert atmosphere. The influence of the nature of the atmosphere, of the discharge conditions and of the matrix material has been investigated. The following results have been established: 1. chlorine determination is definitely possible: a working curve has been drawn between 10 {mu}g and 100 {mu}g, the detection limit being around 5 {mu}g; 2. fluorine determination is not satisfactory: the detection limit is still of the order of 80 {mu}g. The best operating conditions have been defined for both elements. (author) [French] Nous avons recherche quelles etaient les conditions permettant d'obtenir la meilleure sensibilite dans le dosage spectrographique du chlore et du fluor par la methode d'excitation en atmosphere inerte (methode de Fassel). Nous avons etudie l'influence de l'atmosphere gazeuse, des conditions de la decharge et du materiau de pastillage. Les points suivants ont ete etablis: 1. le dosage du chlore est possible: une courbe de dosage a ete tracee entre 10 {mu}g et 100 {mu}g et la limite de detection est de l'ordre de 5 {mu}g; 2. le dosage du fluor n'est pas satisfaisant: la limite de detection obtenue etant encore de l'ordre de 80 {mu}g. Les conditions operatoires ont ete precisees pour ces deux elements. (auteur)

Le marché sociolinguistique contemporain du Maroc

NARCIS (Netherlands)

de Ruiter, A.C.J.; Ziamari, Karima

2014-01-01

Au Maroc, les langues sont l’objet des polémiques les plus passionnées. Ce livre s’inscrit ainsi dans la continuité du débat concernant les politiques linguistiques adoptées et met à jour les évolutions récentes du marché sociolinguistique après l’adoption de la nouvelle constitution, approuvée par

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 ...

Le kyste hydatique du cordon spermatique: une localisation exceptionnelle

Science.gov (United States)

Hamdane, Mohamed Moncef; Bougrine, Fethi; Msakni, Issam; Dhaoui-Ghozzi, Amen; Bouziani, Ammar

2011-01-01

L’ hydatidose est une anthropo-zoonose due au développement chez l'homme de la forme larvaire du taenia Echinococcus granulosis. La plupart des kystes hydatiques se localisent dans le foie et les poumons. Le kyste hydatique du cordon spermatique est extrêmement rare avec seulement 4 cas rapportés dans la littérature. Les auteurs rapportent dans cet article un nouveau cas d'hydatidose du cordon spermatique. Il s'agissait d'un homme de 40 ans qui consultait pour des douleurs scrotales évoluant depuis huit mois. L'examen clinique a mis en évidence une tuméfaction mobile, inguino-scrotale, droite. L’échographie testiculaire a objectivé une hernie inguinale droite associée à deux kystes épididymaires bilatéraux. Le patient a été opéré pour cure de son hernie avec découverte en per-opératoire d'un kyste du cordon spermatique qui a été réséqué. L'examen anatomopathologique a conclu à une hydatidose du cordon spermatique. PMID:22384304

Impacts du bruit sur la santé, présentation du projet DEBATS (Discussion sur les Effets du Bruit des Aéronefs Touchant la Santé).

OpenAIRE

EVRARD, Anne-Sophie; KHATI, Inès; LAUMON, Bernard; CHAMPELOVIER, Patricia; LAMBERT, Jacques

2012-01-01

L’exposition au bruit des avions pourrait avoir des conséquences importantes pour la santé. Toutefois, celles-ci sont actuellement insuffisamment évaluées, tout du moins en France. La DGS en collaboration avec l’Acnusa a donc sollicité l’Ifsttar pour mettre en place un programme de recherche épidémiologique appelé DEBATS. L'objectif est de mieux connaître et mieux quantifier les effets du bruit des avions sur la santé en adoptant une approche globale caractérisant les relati...

Semaine du Cerveau 2018 : le CSGA mobilisé : Actualité du CSGA relative à l'experimentarium spécial cerveau, publiée le 5 mars 2018 par Ludovic Piquemal dans la newsletter du Centre INRA de Bourgogne-Franche-Comté sur inra.fr

OpenAIRE

2018-01-01

Pour la 20éme édition de la Semaine du Cerveau, les chercheurs du Centre des Science du Goût et de l'Alimentation se mobilisent auprès du public dijonnais à travers une conférence à Clénay sur les maladies neurodégénératives (samedi 17 mars) et en accueillant un Expérimentarium spécial cerveau (dimanche 18 mars).

Bourse du CRDI aux chercheurs candidats au doctorat 2018 | CRDI ...

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

Carrières · Communiquez avec nous · Plan du site. Abonnez-vous à notre bulletin pour recevoir les nouvelles du CRDI chaque mois. Abonnez-vous · Droits d'auteur · Éthique de la recherche · Politique de libre accès · Politique de confidentialité · Transparence · Utilisation du site Web. Suivez-nous; Facebook · Twitter ...

CONCEPTUALISATION ONTOLOGIQUE DE LA REPRÉSENTATION DU COMBAT CONCEPTUALISATION ONTOLOGIQUE DE LA REPRÉSENTATION DU COMBAT

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Sylvain Rheault

2012-10-01

Full Text Available En adoptant une perspective existentielle, on peut tenter d'expliquer la représentation du combat au moyen de concepts comme les positions de SOI et de L'AUTRE ainsi que les statuts de l'ÊTRE et de la CHOSE, qui, une fois combinés, définissent des domaines ontologiques. Le combat devient alors, conceptuellement, l'action de forcer une conscience à passer d'un domaine à un autre. On observe qu'en modifiant l'intensité des positions (polarisation, des statuts (hiérarchisation et des actions (dosage, on peut expliquer les variations possibles des représentations du combat. Il restera à valider la pertinence de ces concepts en multipliant les analyses.En adoptant une perspective existentielle, on peut tenter d'expliquer la représentation du combat au moyen de concepts comme les positions de SOI et de L'AUTRE ainsi que les statuts de l'ÊTRE et de la CHOSE, qui, une fois combinés, définissent des domaines ontologiques. Le combat devient alors, conceptuellement, l'action de forcer une conscience à passer d'un domaine à un autre. On observe qu'en modifiant l'intensité des positions (polarisation, des statuts (hiérarchisation et des actions (dosage, on peut expliquer les variations possibles des représentations du combat. Il restera à valider la pertinence de ces concepts en multipliant les analyses.

Acceptabilité du test VIH proposé aux nourrissons dans les services pédiatriques, en Côte d'Ivoire, Significations pour la couverture du diagnostic pédiatrique

Science.gov (United States)

Oga, Maxime; Brou, Hermann; Dago-Akribi, Hortense; Coffie, Patrick; Amani-Bossé, Clarisse; Ékouévi, Didier; Yapo, Vincent; Menan, Hervé; Ndondoki, Camille; Timité-Konan, M.; Leroy, Valériane

2014-01-01

Résumé Problème: Le dépistage VIH chez les enfants a rarement été au centre des préoccupations des chercheurs. Quand le dépistage pédiatrique a retenu l'attention, cela a été pour éclairer seulement sur les performances diagnostiques en ignorant même que le test pédiatrique comme bien d'autres peut s'accepter ou se refuser. Cet article met au cœur de son analyse les raisons qui peuvent expliquer qu'on accepte ou qu'on refuse de faire dépister son enfant. Objectif: Etudier chez les parents, les mères, les facteurs explicatifs de l'acceptabilité du test VIH des nourrissons de moins de six mois. Méthodes: Entretien semi-directif à passages répétés avec les parents de nourrissons de moins de six mois dans les formations sanitaires pour la pesée/vaccination et les consultations pédiatriques avec proposition systématique d'un test VIH pour leur nourrisson. Résultats: Nous retenons que la réalisation effective du test pédiatrique du VIH chez le nourrisson repose sur trois éléments. Primo, le personnel de santé par son discours (qui dénote de ses connaissances et perceptions même sur l'infection) orienté vers les mères influence leur acceptation ou non du test. Secundo, la mère qui par ses connaissances et perceptions même sur le VIH, dont le statut particulier, l'impression de bien-être chez elle et son enfant influence toute réalisation du test pédiatrique VIH. Tertio, l'environnement conjugal de la mère, particulièrement caractérisé par les rapports au sein du couple, sur la facilité de parler du test VIH et sa réalisation chez les deux parents ou chez la mère seulement sont autant de facteurs qui influencent la réalisation effective du dépistage du VIH chez l'enfant. Le principe préventif du VIH, et le désir de faire tester l'enfant ne suffisent pas à eux seuls pour aboutir à sa réalisation effective, selon certaines mères confrontées au refus du conjoint. A l'opposé, les autres mères refusant la r

The origin of cholesterol in chyle demonstrated by nuclear indicator methods; Origines du cholesterol du chyle mises en evidence par la methode des indicateurs nucleaires

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Vyas, M

1962-07-01

In order to obtain information about the mechanism of the intestinal absorption of cholesterol, rats having a lymphatic abdominal fistula are used. The animals receive either 4-{sup 14}C- cholesterol subcutaneously or orally, or the 1-{sup 14}C acetate. The study of the specific radio-activities of the cholesterol in chyle, in serum, in the lining, and in the intestinal contents makes it possible to define the roles played by the transfer cholesterol from the serum, by the cholesterol synthesised intestinally, and by the absorption cholesterol, in the formations of the lymph and of the chylomicrons. A new theory is proposed for the mechanism of cholesterol absorption. (author) [French] Pour obtenir des renseignements concernant le mecanisme de l'absorption intestinale du cholesterol, on utilise des rats porteurs d'une fistule lymphatique abdominale. Les animaux recoivent soit du cholesterol 4-{sup 14}C par voie sous-cutanee ou par voie orale, soit de l'acetate 1-{sup 14}C. L'etude des radioactivites specifiques du cholesterol du chyle, du serum, de la paroi et du contenu intestinal permet de preciser les roles joues par le cholesterol de transfert d'origine serique, par le cholesterol de synthese intestinale et par le cholesterol d'absorption, dans la formation de la lymphe et des chylomicrons. Une theorie nouvelle concernant le mecanisme de l'absorption du cholesterol est proposee. (auteur)

The fuel element of the first charge for EL 4; presentation, main problems arising in the research, production problems; L'element combustible du 1. jeu de EL 4; presentation, problemes essentiels poses par l'etude, problemes de fabrication

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Ringot, C; Bailly, H; Bujas, R [Commissariat a l' Energie Atomique, Saclay (France). Centre d' Etudes Nucleaires

1964-07-01

The fuel element making up the first charge for EL-4 is made of slightly enriched uranium oxide canned in stainless steel. This fuel element makes it possible to operate the reactor in the safest conditions awaiting the development of the fuel which will be finally adopted; this will have a low absorption can: beryllium, or a zirconium copper alloy. The 500 mm assembly is made up of 19 small rods placed on 3 rings, inside a graphite jacket. The solution adopted was a solution using completely independent small rods. This report deals with possible problems resulting from their study and production. (authors) [French] L'element combustible du 1er jeu EL-4 est un element combustible a oxyde d'uranium legerement enrichi gaine d'acier inoxydable. C'est un element combustible permettant de faire fonctionner le reacteur EL 4 dans des conditions aussi sures que possible avant de mettre au point le combustible definitif qui sera a gaine peu absorbante: beryllium, ou alliage zirconium-cuivre. L'assemblage de longueur 500 mm est constitue de 19 crayons places sur 3 couronnes, a l'interieur d'une chemise de graphite. La solution adoptee a ete une solution a crayons independants les uns des autres. Ce rapport traite des problemes eventuels poses par leur etude et leur fabrication. (auteurs)

Image du savoir, image du pouvoir dans le Lapidaire

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Marta LACOMBA

2007-01-01

Full Text Available À travers le prologue et les enluminures de présentation, le Lapidaire d’Alphonse X oriente l’interprétation de l’œuvre. Ces paratextes mettent en avant le rôle capital du savoir, représenté par la métaphore du trésor caché, qui a ici une valeur topique. Ils mettent également en exergue le rôle que s’attribue le roi dans la transmission de ce savoir, et placent cette nouvelle attribution royale au cœur de son projet politique.A través del prólogo y las miniaturas de presentación, el Lapidario de Alfonso X orienta la interpretación de la obra. Estos paratextos subrayan el papel capital del saber, representado por la metáfora del tesoro escondido, que tiene aquí un valor tópico. Ponen asimismo de manifiesto el papel que se atribuye el monarca en la transmisión de ese saber y colocan esta nueva atribución real en el centro de su proyecto político.

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)

vARIATIONS MENSUELLES DURANT TROIS ANNÉES DU ...

African Journals Online (AJOL)

, Université .... ont reçu une alimentation à base de pâturage de. Panicum maximum avec ... Variations mensuelles durant trois années du nombre de spermatozoïdes par éjaculat et des paramètres de spermocytogramme du sperme de bélier ...

De l’occidentalisation du soufisme à la réislamisation du New Age ? Sufi Order International et la globalisation du religieux

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Alix Philippon

2014-09-01

Full Text Available Sufi Order International (SOI a été fondé au début du xxe siècle en Occident et pour un public occidental par Hazrat Inayat Khan, un musicien et disciple de l’ordre soufi indien de la Chishtiyya. Ce groupe offre l’exemple d’un soufisme occidental ayant trouvé sa place dans la nébuleuse New Age en embrassant des formes syncrétiques de spiritualité et en mettant l’accent sur l’universalisme du message soufi, par-delà l’islam per se. En retour, ce soufisme occidental a commencé à féconder les terres musulmanes en répondant aux demandes d’une bourgeoisie libérale et occidentalisée réfractaires aux offres religieuses généralement disponibles sur place et qui a trouvé dans ce discours soufi universaliste une voie d’accès acceptable à l’islam, passé au tamis de la modernité religieuse. Au travers de terrains en Suisse et au Pakistan au sein de SOI, cet article vise à analyser les dynamiques du mode de croyance contemporain articulées avec celles de la mondialisation religieuse.

Risque de réémergence du paludisme au Maroc Étude de la capacité vectorielle d’Anopheles labranchiae dans une zone rizicole au nord du pays

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Faraj C.

2008-12-01

Full Text Available Dans le but d’estimer le risque de réintroduction du paludisme au Maroc, nous avons analysé le potentiel paludogène d’une zone rizicole au nord du pays. Nos résultats ont montré que la capacité vectorielle d’An. labranchiae, vecteur du paludisme au Maroc, était particulièrement élevée pendant la période estivale qui correspond à la période de culture du riz. Le risque d’une reprise de la transmission du paludisme autochtone est élevé du fait de l’éventuelle présence de porteurs de parasite dans le dernier foyer de paludisme limitrophe de la zone d’étude. Le risque d’une introduction du paludisme tropical est faible, vu la faible vulnérabilité de la région et la compétence de ses vecteurs, considérée comme faible. Toutefois, ce risque doit faire l’objet d’une grande attention.

Piquet Caroline, Histoire du canal de Suez, Paris, Perrin, 2009, 372 p.

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Claudine Piaton

2011-01-01

Full Text Available Les études sur l'histoire du canal de Suez connaissent un regain d'intérêt chez les historiens français. Nathalie Montel avait ouvert la voie en 1998 en publiant un ouvrage passionnant sur le percement du canal, Le chantier du canal de Suez, 1859-1869. Une histoire des pratiques techniques. L'étude s'arrêtait à l'ouverture du canal en 1869, laissant le champ libre à de futurs travaux. La publication en 2008 de l'ouvrage de Caroline Piquet, La Compagnie du canal de Suez, une concession françai...

Les vicissitudes du fret ferroviaire

OpenAIRE

DABLANC, L

2010-01-01

Dans beaucoup de pays européens, et plus encore en Amérique du Nord et en Asie, le transport de marchandises par le train a augmenté depuis dix ans. Cette activité réduit la part des marchandises acheminées par la route et contribue ainsi au développement durable : un camion émet 8 à 30 fois plus de dioxyde de carbone que le train, pour une distance et une quantité transportée équivalentes. Pourtant, la France a raté ce renouveau. Filiale du groupe public SNCF, la Société Fret SNCF, qui assur...

L’écologie du coupable.

Directory of Open Access Journals (Sweden)

André Ourednik

2006-04-01

Full Text Available « Denn dass der Mensch erlöst werde von der Rache  : das ist mir die Brücke zur höchsten Hoffnung und ein Regenbogen nach langen Unwettern. » 1 Nous l’aurions presque oublié, en fouillant parmi les fondations du rapport moral au monde de nos sociétés, nous trouverons encore bien en place deux piliers érigés au cours du processus de la chrétienté : celui de l’ empathie et celui de la culpabilité . Le premier semble offrir le seul appui plausible à notre vivre ...

Brain stem hypoplasia associated with Cri-du-Chat syndrome

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Hong, Jin Ho; Lee, Ha Young; Lim, Myung Kwan; Kim, Mi Young; Kang, Young Hye; Lee, Kyung Hee; Cho, Soon Gu [Dept. of Radiology, Inha University Hospital, Inha University School of Medicine, Incheon (Korea, Republic of)

2013-12-15

Cri-du-Chat syndrome, also called the 5p-syndrome, is a rare genetic abnormality, and only few cases have been reported on its brain MRI findings. We describe the magnetic resonance imaging findings of a 1-year-old girl with Cri-du-Chat syndrome who showed brain stem hypoplasia, particularly in the pons, with normal cerebellum and diffuse hypoplasia of the cerebral hemispheres. We suggest that Cri-du-Chat syndrome chould be suspected in children with brain stem hypoplasia, particularly for those with high-pitched cries.

Analyse du bruit dans un préamplificateur de harge en technologie ...

African Journals Online (AJOL)

Aussi la valeur de l'ENC total est essentiellement dominée par l'expression du bruit thermique du transistor d'entrée et cette derniere peut etre optimisée au détriment de la consommation en jouant sur ID. La valeur du courant de drain et le dimensionnement du transistor d'entrée sont décisifs pour le bruit. Mots-clés : bruit ...

Le discours rappporté comme effet de montage du discours citant et du segment citationnel. Contribution à l’étude du discours journalistique

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Biardzka Elżbieta

2012-07-01

Full Text Available Dans notre étude, nous nous proposons un vaste retour aux données empiriques qui nous permettra de repérer et de décrire un dispositif sémantico-énonciatif et grammatical qui est à l'origine de la prolifération de pratiques du discours rapporté (désormais DR, codifiées et non codifiées, particulièrement répandues dans la presse écrite. Nous avons calculé nos résultats de recherche sur l'analyse d'un corpus journalistique d'à peu près 1500 exemples. Nous considérons le DR comme une séquence textuelle binaire, embrassant deux segments: le discours citant (DC qui verbalise les données situationnelles de l'énonciation primaire, et le segment citationnel (Cit qui représente les paroles. Compris de la sorte, le DR peut se figurer sous l'équation suivante: DR= DC + Cit. Nous envisageons le DC et la Cit comme des sortes de briques, mettons comme des Lego, qui entrent dans plusieurs combinaisons possibles pour donner naissance aux séquences du DR. Pour étudier le mécanisme qui les engendre, nous inventorions et décrivons les propriétés formelles et sémantico-énonciatives des segments DC et Cit. L'inventaire des formes grammaticales que peut revêtir le DC embrasse 6 cas de figures: la phrase introductive, la phrase complète, l'interrogation, l'incise, les syntagmes en "selon A", ensuite d'autres syntagmes, comme les syntagmes nominaux, adjectivaux, représentant des cas de différentes "incomplétudes" formelles et de réductions. La Citation, terme générique dans notre étude, recouvre trois types d'occurrences: les Citations reproductions, les Citations reformulations et les Citations mixtes. Les relations syntaxiques entres les deux segments du DR dépendent de la forme du DC et se définissent par deux cas de figure. Soit le journaliste rapporte les paroles de différentes personnes sans les assimiler à la syntaxe de son propre énoncé (combinatoire libre, soit il les intègre dans son discours conformément aux

Cholestéatome du méat acoustique externe

Science.gov (United States)

Azeddine, Lachkar; Aabach, Ahmed; Chouai, Mohamed; Elayoubi, Fahd; Ghailan, Mohamed Rachid

2016-01-01

Le cholestéatome du méat acoustique externe se définit comme une accumulation de kératine en regard d’une érosion osseuse de nature ostéitique. C’est une entité otologique rare ou peut diagnostiquée. Le but de notre travail est d’illustrer sur la base d’un cas un cholestéatome du méat acoustique externe. Il s’agit d’un patient âgé de 65 ans diabétique et hypertendu sous traitement, présentant depuis 3 mois une otalgie droite intense, insomniante, avec hypoacousie, otorrhée purulente minime et paralysie faciale droite grade V. Le diagnostic évoqué était dans un premier temps celui d’otite externe maligne. Il a été mis sous traitement antibiotique sans amélioration. L’examen otologique a trouvé une lésion ulcéro-bourgeonnante de la paroi postérieure du méat acoustique externe droit, une biopsie systématique de la lésion a été pratiquée et a conclu à un cholestéatome. Le patient a bénéficié d’une tympanoplastie en technique ouverte. Le cholestéatome du méat acoustique externe est rare, la symptomatologie clinique n’est pas spécifique, le scanner des rocher est d’un grand apport pour le diagnostic positif montrant un cratère osseux du méat acoustique externe. Le traitement dépend de l’extension des lésions allant des simples soins locaux à une tympanoplastie en technique ouverte. Le cholestéatome du méat acoustique externe peut revêtir plusieurs aspects, et prêter confusion avec d’autres pathologies du méat acoustique externe. PMID:28154624

Spectrographic determination of chlorine and fluorine; Dosage du chlore et du fluor par spectrographie d'emission en atmosphere inerte

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

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

1965-04-01

Experimental conditions have been investigated in order to obtain the highest sensitivity in spectrographic determination of chlorine and fluorine using the Fassel method of excitation in an inert atmosphere. The influence of the nature of the atmosphere, of the discharge conditions and of the matrix material has been investigated. The following results have been established: 1. chlorine determination is definitely possible: a working curve has been drawn between 10 {mu}g and 100 {mu}g, the detection limit being around 5 {mu}g; 2. fluorine determination is not satisfactory: the detection limit is still of the order of 80 {mu}g. The best operating conditions have been defined for both elements. (author) [French] Nous avons recherche quelles etaient les conditions permettant d'obtenir la meilleure sensibilite dans le dosage spectrographique du chlore et du fluor par la methode d'excitation en atmosphere inerte (methode de Fassel). Nous avons etudie l'influence de l'atmosphere gazeuse, des conditions de la decharge et du materiau de pastillage. Les points suivants ont ete etablis: 1. le dosage du chlore est possible: une courbe de dosage a ete tracee entre 10 {mu}g et 100 {mu}g et la limite de detection est de l'ordre de 5 {mu}g; 2. le dosage du fluor n'est pas satisfaisant: la limite de detection obtenue etant encore de l'ordre de 80 {mu}g. Les conditions operatoires ont ete precisees pour ces deux elements. (auteur)

La Rochelle – Rue du Docteur Schweitzer, hôpital

OpenAIRE

Nibodeau, Jean-Paul

2013-01-01

Identifiant de l'opération archéologique : 204575 Date de l'opération : 2008 (EX) Cette opération de diagnostic était engendrée par un projet de construction de parkings souterrains et de logements dans la partie sud de l'enceinte de l'hôpital de La Rochelle, sur une surface de 10 060 m2 . La prescription est motivée par la localisation des terrains entre l'enceinte urbaine du début du XVIIe  s. (porte Maubec et vestiges du bastion de Maubec découvert en 2004) et celle de la fin du XVIIe  ...

Le baptistère du Puy-en-Velay (Haute-Loire

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Christian Sapin

2008-09-01

Full Text Available Traditionnellement désigné comme baptistère depuis le XIIIe siècle, cet édifice conservé au nord-est de la cathédrale du Puy est daté par la plupart des études antérieures du Xe siècle. En 2006, à partir du plan et des premiers travaux au sol, nous avions suggéré que les vestiges d’un massif quadrangulaire au niveau du sol, contre le mur nord, appartiennent à un rythme originel de piliers et grandes arcades murales, dont pouvaient subsister – selon les premières mesures d’espacement – des élé...

Identification d'une loi thermo-élasto-viscoplastique en vue de la modélisation du laminage à chaud du cuivre

Science.gov (United States)

Moureaux, P.; Moto Mpong, S.; Remy, M.; Bouffioux, C.; Lecomte-Beckers, J.; Habraken, A. M.

2002-12-01

la mise au point d'un modèle de simulation de la dernière passe du laminage à chaud du cuivre ne présente à priori pas de problème du point de vue numérique pour un code d'éléments finis non linéaire. La collecte d'informations précises tant sur le procédé industriel que sur le comportement du matériau est par contre une opération non triviale. Cet article présente les diverses méthodes expérimentales mises en œuvre pour caractériser le matériau : essais de compression à chaud, mesures d'analyse thermique différentielle, essais de dilatométrie et de diffusivité. Les méthodes permettant d'identifier les paramètres de la loi élasto-visco-plastique de type Norton-Hoff à partir des essais sont présentées et une analyse bibliographique investigue le problème de la détermination du module de Young à haute température. Tant les hypothèses supplémentaires relatives au procédé et nécessaires au modèle que les résultats finaux sont résumés.

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)

Asie du sud | Page 38 | CRDI - Centre de recherches pour le ...

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

Asie du sud. Asie du sud. Read more about Advancing LDCs Interests in the WTO: Strengthening Participation, Securing Priorities (TTI). Langue English. Read more about Resserrement des réseaux pour la lutte contre les maladies infectieuses émergentes en Asie du Sud-Est et en Chine - 2e phase de l'APEIR. Langue ...

Gestion des risques naturels et prise en compte du développement durable : un lien équivoque. Le cas du sud grenoblois

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Lauren Andres

2009-01-01

Full Text Available Cet article questionne la nature du lien envisageable entre risque naturel et développement durable à travers l’étude du territoire du sud grenoblois, soumis notamment à deux aléas naturels majeurs : le mouvement de terrain de grande ampleur dit des « Ruines de Séchilienne » et les probables crues de la Romanche et du Drac. Trois étapes structurent cette réflexion questionnant la transition supposée entre une gestion des risques naturels et une gestion durable des territoires soumis aux risques naturels : une association toute relative, un lien logique mais limité sur le terrain, une relation surtout indirecte. Les interactions identifiées, en termes législatifs mais aussi idéels et opérationnels, entre risque et durabilité se révèlent ainsi complexes et ne sont pas forcément explicites ; elles dépendent en particulier de multiples échelles territoriales (nationales à locales, confrontant alors pour l’essentiel des stratégies d’acteurs – porteurs des décisions ou du savoir technique – distinctes.

Webzzle : paradoxal confort du confinement.

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Marc Dumont

2007-06-01

Full Text Available La plupart des agences de « news » technologiques viennent de se faire l’écho du développement de Webzzle , un nouveau moteur de recherche dit « collaboratif ». Ce cas est tout à fait intéressant parce qu’il permet de pointer rapidement quelques grands enjeux du Web 2 que risquent souvent de dissimuler la jungle sémantique et l’enthousiasme qui l’entourent. Pour quelles raisons ? Rappelons d’abord les deux principales perspectives ouvertes par cette nouvelle ...

An alternative for cost-effective remediation of depleted uranium (DU) at certain environmental restoration sites

International Nuclear Information System (INIS)

Miller, M.; Galloway, B.; VanDerpoel, G.; Johnson, E.; Copland, J.; Salazar, M.

2000-01-01

Numerous sites in the United States and around the world are contaminated with depleted uranium (DU) in various forms. A prevalent form is fragmented DU originating from various scientific tests involving high explosives and DU during weapon development programs, at firing practice ranges, or war theaters where DU was used in armor-piercing projectiles. The contamination at these sites is typically very heterogeneous, with discreet, visually identifiable DU fragments mixed with native soil. That is, the bulk-averaged DU activity is quite low, while specific DU fragments, which are distinct from the soil matrix, have much higher specific activity. DU is best known as a dark, black metal that is nearly twice as dense as lead, but DU in the environment readily weathers to a distinctive bright yellow color that is readily visible. While the specific activity of DU is relatively low and presents only a minor radiological hazard, the fact that it is radioactive and visually identifiable makes it desirable to remove the DU contamination from the environment

An alternative for cost-effective remediation of depleted uranium (DU) at certain environmental restoration sites

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Miller, M.; Galloway, B.; VanDerpoel, G.; Johnson, E.; Copland, J.; Salazar, M.

2000-02-01

Numerous sites in the United States and around the world are contaminated with depleted uranium (DU) in various forms. A prevalent form is fragmented DU originating from various scientific tests involving high explosives and DU during weapon development programs, at firing practice ranges, or war theaters where DU was used in armor-piercing projectiles. The contamination at these sites is typically very heterogeneous, with discreet, visually identifiable DU fragments mixed with native soil. That is, the bulk-averaged DU activity is quite low, while specific DU fragments, which are distinct from the soil matrix, have much higher specific activity. DU is best known as a dark, black metal that is nearly twice as dense as lead, but DU in the environment readily weathers to a distinctive bright yellow color that is readily visible. While the specific activity of DU is relatively low and presents only a minor radiological hazard, the fact that it is radioactive and visually identifiable makes it desirable to remove the DU contamination from the environment.

Vers une (r)évolution du renseignement belge : la nécessaire émergence d'une communauté du renseignement

OpenAIRE

Leroy, Patrick

2017-01-01

Le renseignement belge entre dans une période de (r)évolution amenée par la crise des attentats qui secouent le sol européen. La tentations est grande pour les décideurs politiques de palier les "failles" du renseignement par des mesures radicales qui pourraient atteindre l'ADN, le coeur de métier du renseignement.

Investigations of the chemical states of carrier-free phosphorus-32 as extracted into water from pile-irradiated sulphur; Recherches sur les etats chimiques du phosphore-32 sans entraineur obtenu par extraction aqueuse a partir de soufre irradie dans un reacteur; Issledovanie khimicheskogo sostoyaniya svobodnogo ot nositelya fosfora-32 pri izvlechenii ego v vodu iz obluchennoj v yadernom reaktore sery; Estudio de los estados quimicos del fosforo-32 libre de portador que se obtiene por extraccion acuosa del azufre irradiado en un reactor

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Dahl, J B; Birkelund, O R [Institutt for Atomenergi, Kjeller, Lillestrom (Norway)

1962-01-15

One of the methods of producing carrier free phosphorus-32 today is by extraction into water from pile-irradiated sulphur. The present work gives information concerning the chemical states of P{sup 32} in aqueous solutions at different steps of the routine production-process. The variation in the chemical state of P{sup 32} compounds in the final product has also been examined as a function of storage time. P{sup 32} bound as orthophosphate was found to be the main component. During the chemical processing, the amount of orthophosphate increased from about 70% at the beginning of the extraction to about 98 % in the final carrier-free P{sup 32} product. The residual amount consisted of a mixture of pyro-, tri-, tetra-, and other long-chain polyphosphates (number of P {>=} 5). No metaphosphates (ring-formed) were found in the solutions during production and storage. The results indicate that the polyphosphorus compounds were formed in the target material during irradiation. Special attention was paid to the adsorption of carrier-free P{sup 32} compounds to glassware under the existing experimental conditions. (author) [French] L'une des methodes employee a l'heure actuelle pour obtenir du phosphore-32 sans entraineur consiste a l'extraire dans l'eau a partir de soufre irradie dans un reacteur. Les auteurs donnent des indications sur l'etat chimique du phosphore-32 dans des solutions aqueuses, a differentes etapes du processus de preparation courant. Us examinent aussi les changements de l'etat chimique des composes du phosphore-32 dans le produit final en fonction de la duree de stockage. On a constate que le {sup 32}P combine sous forme d'orthophosphate etait le principal composant. Au cours du traitement chimique, la teneur en orthophosphate est passee d'environ 70% au debut de l'extraction a environ 98% lors de l'obtention du produit final sans entraineur. Le reste etait constitue d'un melange de pyro-, tri-, tetra- et autres polyphosphates a chaine longue (P

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

Le budget du CNRS de 1969 à 2000.

OpenAIRE

Marnot, Bruno

2011-01-01

Après avoir abordé l’évolution du budget du CNRS au cours « des années fastes » allant de la Libération à 1968 dans le précédent numéro de cette revue, Bruno Marnot poursuit ici son étude des budgets du Centre sur les trois décennies suivantes. Au cours de cette période, marquée par une conjoncture économique beaucoup moins brillante, les insuffisances budgétaires entraînent une importante diminution des moyens mis à la disposition des laboratoires et mènent à la crise de trésorerie qui sévit...

Analyses de la dégradation du lac Kinkony pour la conservation du ...

African Journals Online (AJOL)

Le lac Kinkony fait partie des habitats clefs pour la biodiversité du Complexe des ... provide favoured habitat for numerous endemic and endangered avian, fish ... on fauna is essential for developing regional conservation and natural resource ...

Lignes directrices du CRDI pour la préparation du rapport technique

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

fdieudonne

l'accord de subvention et doivent faire partie de tout rapport hébergé dans la ... questions de nature délicate ou confidentielle doivent être traitées par un échange .... les innovations relevant des sciences, de la recherche ou du savoir;.

Du Mal-être au votre extrême

OpenAIRE

Gethin,, Amory; Jenmana,, Thanasak

2017-01-01

Note d'analyse de l'Observatoire du Bien-être du CEPREMAP; The rise of populism and the failure of traditional parties during the 2017 French presidential election calls to question the relevance of traditional determinants of voting. Given the difficult economic context associated with François Hollande’s term, to what extent has the increasing pessimism in France contributed towards anti-establishment voting?Available surveys reveal two remarkable phenomena. The extremes, particularly the e...

Étude comparée du Liber Judiciorum et du Fuero Juzgo

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Estelle MAINTIER-VERMOREL

2009-04-01

Full Text Available Étant donné sa situation géographique, entre l’Europe et le monde arable, la Castille a joué un rôle particulièrement important, au Moyen Âge, dans le cadre des activités de traduction - notamment avec la célèbre École de Tolède ou les ateliers d’Alphonse X. Cette étude est centrée sur l’une de ces traductions, réalisée sous le règne de Ferdinand III, qui a représenté un point de départ dans le passage des textes officiels du latin au romance. Il s’agit du Fuero Juzgo, un ensemble de lois octroyé, pour la première fois, par Ferdinand III en 1241 à la ville de Cordoue et présenté comme la simple traduction du Liber Judiciorum, élaboré cinq siècles plus tôt dans les Conciles wisigothiques. Nous n’aborderons pas ici cette traduction d’un point de vue linguistique, mais historique et politique. Par le biais d’une comparaison détaillée des prologues des deux textes - qui constituent de véritables traités politiques portant sur le rôle du roi et ses relations avec l’Eglise - nous tenterons de démontrer comment le texte a pu être adapté, au travers de changements minimes mais nombreux et systématiques. Nous essaierons également de montrer pourquoi, dans un contexte de réunion entre Castille et León et également de grande extension du territoire, due à la Reconquête, cette réélaboration subtile du contenu peut être imputée à une manipulation à des fins politiques. Une manipulation, qui plus est, dotée d’une orientation très claire, c’est-à-dire en faveur du roi et au détriment de l’Église - un phénomène qui pourrait constituer les prémices de ce que l’on a coutume d’appeler la genèse de l’État moderne.Dada su situación geográfica, entre Europa y el mundo árabe, Castilla tuvo un papel particularmente importante en el marco de las actividades de traducción durante la Edad Media - especialmente con la famosa Escuela de Toledo o los talleres de Alfonso

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

African Journals Online (AJOL)

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

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)

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)

Du Pont de Nemours

NARCIS (Netherlands)

Ros JPM; LAE

1994-01-01

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

Une littérature du foyer : les livres de travaux manuels amateur

Directory of Open Access Journals (Sweden)

Claire Le Thomas

2008-04-01

Full Text Available Au cours du XIX e siècle naît une littérature entièrement voué au domicile : les manuels de travaux amateur. A travers ces livres se diffusent des usages dédiés à l’embellissement du logis ou à son entretien, c’est-à-dire de nouvelles occupations du temps libre qui accompagnent la transformation des représentations et des usages de l’espace domestique. Le mode d’exposition du discours sur la maison dans ces ouvrages amateur reflète ainsi l’intensité de l’engagement affectif et intellectuel concentré autour du foyer et dévoile la manière dont fut pensée et posée la problématique de l’habitat au cours de la seconde moitié du XIX e siècle.

Properties, use and health effects of depleted uranium (DU): a general overview

International Nuclear Information System (INIS)

Bleise, A.; Danesi, P.R.; Burkart, W.

2003-01-01

Depleted uranium (DU), a waste product of uranium enrichment, has several civilian and military applications. It was used as armor-piercing ammunition in international military conflicts and was claimed to contribute to health problems, known as the Gulf War Syndrome and recently as the Balkan Syndrome. This led to renewed efforts to assess the environmental consequences and the health impact of the use of DU. The radiological and chemical properties of DU can be compared to those of natural uranium, which is ubiquitously present in soil at a typical concentration of 3 mg/kg. Natural uranium has the same chemotoxicity, but its radiotoxicity is 60% higher. Due to the low specific radioactivity and the dominance of alpha-radiation no acute risk is attributed to external exposure to DU. The major risk is DU dust, generated when DU ammunition hits hard targets. Depending on aerosol speciation, inhalation may lead to a protracted exposure of the lung and other organs. After deposition on the ground, resuspension can take place if the DU containing particle size is sufficiently small. However, transfer to drinking water or locally produced food has little potential to lead to significant exposures to DU. Since poor solubility of uranium compounds and lack of information on speciation precludes the use of radioecological models for exposure assessment, biomonitoring has to be used for assessing exposed persons. Urine, feces, hair and nails record recent exposures to DU. With the exception of crews of military vehicles having been hit by DU penetrators, no body burdens above the range of values for natural uranium have been found. Therefore, observable health effects are not expected and residual cancer risk estimates have to be based on theoretical considerations. They appear to be very minor for all post-conflict situations, i.e. a fraction of those expected from natural radiation

Properties, use and health effects of depleted uranium (DU): a general overview

Energy Technology Data Exchange (ETDEWEB)

Bleise, A.; Danesi, P.R.; Burkart, W. E-mail: w.burkart@iaea.org

2003-07-01

Depleted uranium (DU), a waste product of uranium enrichment, has several civilian and military applications. It was used as armor-piercing ammunition in international military conflicts and was claimed to contribute to health problems, known as the Gulf War Syndrome and recently as the Balkan Syndrome. This led to renewed efforts to assess the environmental consequences and the health impact of the use of DU. The radiological and chemical properties of DU can be compared to those of natural uranium, which is ubiquitously present in soil at a typical concentration of 3 mg/kg. Natural uranium has the same chemotoxicity, but its radiotoxicity is 60% higher. Due to the low specific radioactivity and the dominance of alpha-radiation no acute risk is attributed to external exposure to DU. The major risk is DU dust, generated when DU ammunition hits hard targets. Depending on aerosol speciation, inhalation may lead to a protracted exposure of the lung and other organs. After deposition on the ground, resuspension can take place if the DU containing particle size is sufficiently small. However, transfer to drinking water or locally produced food has little potential to lead to significant exposures to DU. Since poor solubility of uranium compounds and lack of information on speciation precludes the use of radioecological models for exposure assessment, biomonitoring has to be used for assessing exposed persons. Urine, feces, hair and nails record recent exposures to DU. With the exception of crews of military vehicles having been hit by DU penetrators, no body burdens above the range of values for natural uranium have been found. Therefore, observable health effects are not expected and residual cancer risk estimates have to be based on theoretical considerations. They appear to be very minor for all post-conflict situations, i.e. a fraction of those expected from natural radiation.

Properties, use and health effects of depleted uranium (DU): a general overview.

Science.gov (United States)

Bleise, A; Danesi, P R; Burkart, W

2003-01-01

Depleted uranium (DU), a waste product of uranium enrichment, has several civilian and military applications. It was used as armor-piercing ammunition in international military conflicts and was claimed to contribute to health problems, known as the Gulf War Syndrome and recently as the Balkan Syndrome. This led to renewed efforts to assess the environmental consequences and the health impact of the use of DU. The radiological and chemical properties of DU can be compared to those of natural uranium, which is ubiquitously present in soil at a typical concentration of 3 mg/kg. Natural uranium has the same chemotoxicity, but its radiotoxicity is 60% higher. Due to the low specific radioactivity and the dominance of alpha-radiation no acute risk is attributed to external exposure to DU. The major risk is DU dust, generated when DU ammunition hits hard targets. Depending on aerosol speciation, inhalation may lead to a protracted exposure of the lung and other organs. After deposition on the ground, resuspension can take place if the DU containing particle size is sufficiently small. However, transfer to drinking water or locally produced food has little potential to lead to significant exposures to DU. Since poor solubility of uranium compounds and lack of information on speciation precludes the use of radioecological models for exposure assessment, biomonitoring has to be used for assessing exposed persons. Urine, feces, hair and nails record recent exposures to DU. With the exception of crews of military vehicles having been hit by DU penetrators, no body burdens above the range of values for natural uranium have been found. Therefore, observable health effects are not expected and residual cancer risk estimates have to be based on theoretical considerations. They appear to be very minor for all post-conflict situations, i.e. a fraction of those expected from natural radiation.

Promotion de la recherche sur l'entrepreneuriat en Asie du Sud-Est ...

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

en Malaisie) assurera la coordination du projet, auquel participeront également la Chambre de commerce et de l'industrie du Vietnam, ... En Asie du Sud, la plupart des travailleurs ont un emploi mal rémunéré n'offrant aucune protection sociale.

Radioimmunodetection of human pancreatic tumor xenografts using DU-PAN II monoclonal antibody

International Nuclear Information System (INIS)

Nakamura, Kayoko; Kubo, Atsushi; Hashimoto, Shozo; Furuuchi, Takayuki; Abe, Osahiko; Takami, Hiroshi.

1988-01-01

The potential of DU-PAN II, monoclonal antibody (IgM), which was raised against the human tumor cell line, was evaluated for radioimmunodetection of human pancreatic tumors (PAN-5-JCK and EXP-58) grown in nude mice. 125 I-labeled DU-PAN II was accumulated into PAN-5-JCK producing DU-PAN II antigen with a tumor-to-blood ratio of 2.72 ± 3.00, but it did not localize in EXP-58 because of insufficient DU-PAN II. There was no significant uptake of 125 I-nonimmunized IgM in PAN-5-JCK. These facts indicated the specific tumor uptake of DU-PAN II. Excellent images of the tumor PAN-5-JCK were obtained 3 days after the injection of 125 I-DU-PAN II. Gel chromatography was also investigated with respect to the plasma taken from mice injected with antibody, or incubated with antibody in vitro. The results indicate that circulating antigen affected the tumor uptake of DU-PAN II: The more the tumor grew, the higher the amount of antigen excreted into the blood, leading to the degradation of DU-PAN II before it reached the tumor sites. Consequently, the immunoscintigram of the small tumor was remarkably clear. The catabolism and the radiolysis of the labeled IgM injected are critical points in applying immunoscintigraphy. (author)