Étude de la densité de neutrons dans la pile de Chatillon

La répartition de la densité de neutrons dans la pile de Châtillon a été étudiée à l'aide de détecteurs de manganèse, préalablement étalonnés à l'aide d'une source (Ra → α → Be) dans une cuve à eau. Les résultats sont donnés sous forme de courbes de variation de densité dans les parties accessibles de la pile. De ces courbes, on déduit un étalonnage des appareils de mesure du tableau de commande et la valeur expérimentale du laplacien de la pile

La construction de Super-Phénix et la collaboration européenne pour les surrégénérateurs

Soulignant la part essentielle que pourront prendre les surrégénérateurs dans la satisfaction des besoins énergétiques, les auteurs retracent les étapes de la collaboration européenne dans ce domaine et décrivent l'organisation industrielle et commerciale mise en place pour la réalisation de Super-Phénix

Mesure de la température des neutrons dans le réflecteur d'une pile à eau lourde

On détermine la température des neutrons dans le réflecteur de la pile de Châtillon en mesurant la transmission d'une couche d'absorbeurs 1/ν. Le spectre des neutrons est supposé maxwellien. On détermine l'énergie à partir de laquelle on peut approximativement situer le début de la queue IE du spectre. Cette température a été mesurée sur un rayon du réflecteur et à la sortie d'un canal radial débouché

Distribution de la densité des neutrons thermiques à l'intérieur d'une cellule à uranium naturel et eau lourde

On applique la méthode d'autoradiographie à l'étude de la distribution des neutrons thermiques dans une cellule uranium, eau lourde avec lame d'air. On en déduit la longueur de diffusion des neutrons thermiques dans l'uranium et l'on compare les résultats obtenus avec la théorie élémentaire appliquée au calcul du coefficient d'utilisation thermique d'une cellule de diffusion. La longueur trouvée L = 1,24 cm est à comparer avec la longueur de diffusion L = 1,30 donnée par Guggenheim et Pryce dans le calcul des cellules à graphite

Mesure des densités de neutrons par autoradiographie de détecteurs

On présente une méthode de mesure de densité de neutrons qui consiste à faire l'autoradiographie par rayons β du détecteur mince irradié dans le flux de neutrons à mesurer. On décrit, en particulier, les méthodes de préparation et d'étalonnage des détecteurs, le choix et l'étalonnage des émulsions. La méthode est très sensible et très précise, particulièrement adaptée pour des variations très rapides du flux de neutrons sur une petite étendue. Elle semble convenir particulièrement à l'étude expérimentale du comportement des neutrons au voisinage d'absorbeurs forts ou dans une région où sont placés plusieurs matériaux de qualités très différentes et d'assez faibles dimensions (cellules de piles, par exemple)

Étude de quelques bétons spéciaux de protection

On étudie l'affaiblissement des neutrons à travers quelques bétons destinés à la protection contre le rayonnement en utilisant les neutrons thermiques de la colonne diffusante de la Pile de Châtillon. On caractérise les neutrons par la section efficace macroscopique de transport et de capture. Les bétons étudiés sont : béton ordinaire, béton au carbure de bore, béton au borax, béton à la serpentine et tourmaline, béton à la barytine et au carbure de bore, béton à la serpentine et au fer. La longueur de diffusion a varié de 5,62 cm (béton ordinaire) à I,I5 cm (béton à la serpentine et tourmaline). La densité des bétons varie de 2,3 à 3,5

Méthode d'oscillation dans la pile, appliquée à la comparaison d'échantillons de graphite

On fait osciller lentement dans le réflecteur d'une pile un échantillon de substance diffusante et absorbante et l'on étudie le signal périodique que cette oscillation produit dans une chambre d'ionisation. Cette étude montre que pour certaines positions relatives de l'échantillon et de la chambre. la variation des propriétés capturantes de la substance oscillante se traduit par une variation du déphasage entre le mouvement de l'oscillateur et le signal reçu, lorsque les propriétés diffusantes restent invariables. Ce résultat permet la mise en oeuvre d'une méthode de comparaison entre des échantillons de substance diffusante très faiblement capturante eten particulier la comparaison de graphites de qualité nucléaire. Avec l'appareillage actuellement utilisé, l'examen d'échantillons de 3 kg de graphite permet leur comparaison à ± 0,I partie par million de bore (écart standard)

Expériences préliminaires sur les radioactivités consécutives à l'explosion de fils contenant du deutérium

In preliminary experiments made in 1952-1953, studying high temperature production processes, thin wires were exploded by means of electrical . discharges. The neutron emission produced during the explosion was measured by manganese activation. Following the discharge, in the vicinity of the electrodes supporting the wire, a radioactivity was found wich decomposed in two periods : 38 ± min, and 5 ± 1 min. These two periods can be assigned respectively to 63Zn and 66Cu produced from the brass of the electrodes. If it seems experimentally well established that nuclear reactions have been produced, their interpretation is however rather uncertain.Au cours d'expériences préliminaires faites en 1952-1953 et destinées à étudier les moyens de production de hautes températures, nous avons fait exploser des fils fins par des décharges électriques. Une émission de neutrons pendant l'explosion a été mesurée par activation du manganèse. Consécutivement à la décharge, une radioactivité au voisinage des électrodes supportant le fil a été mise en évidence et décomposée en deux périodes, l'une de 38 ± 1 min, l'autre de 5 ± 1 min que nous pensons pouvoir attribuer respectivement à 63Zn et à 66Cu produits à partir du laiton des électrodes. S'il semble expérimentalement acquis que des réactions nucléaires se soient produites, leur interprétation est cependant assez incertaine

Section efficace de capture de quelques éléments pour les neutrons lents. Méthode de modulation locale

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