HAL Id: jpa-00212623
https://hal.archives-ouvertes.fr/jpa-00212623
Submitted on 1 Jan 1954
HAL is a multi-disciplinary open access
archive for the deposit and dissemination of
sci-entific research documents, whether they are
pub-lished or not. The documents may come from
teaching and research institutions in France or
abroad, or from public or private research centers.
L’archive ouverte pluridisciplinaire HAL, est
destinée au dépôt et à la diffusion de documents
scientifiques de niveau recherche, publiés ou non,
émanant des établissements d’enseignement et de
recherche français ou étrangers, des laboratoires
publics ou privés.
Distribution de la densité des neutrons thermiques à
l’intérieur d’une cellule à uranium naturel et eau lourde
A. Ertaud, P. Zaleski
To cite this version:
75 A g. IRVINE S. W. Jr. 2014 Anal. Chem., 1949, 21, 364. h. HAISSINSKY M. 2014 Industrie Nationale, avril-juin 1950, p. 37. i. HUDGENS J. E. 2014 Anal. Chem., 1952, 24, 1704. [2] GUÉRON J. 2014 Nucleonics, 1951, 9, 53; cf. aussi [1 b], p. 6. [3] CONDIT R. I. et GRAVES J. D. 2014 Nucleonics, 1952, 10, 18. [4] PEYCHÈS I. 2014 Silicates industriels, août-septembre 1952, p. 241.
[5] GUÉRON J. et PAGÈS A. 2014 Câbles et
Transmissions, janvier 1952, p. 96-102. [6] GEMANT A. - J. Appl. Phys., 1951, 22, 460; 1953, 24, 93. [7] FEARNSIDE. 2014 Cf. [1 b], p. 14. [8] BUCHAN S. 2014 Communication personnelle. [9] ATEN. 2014 Cf. [1 b], p. 15. [10] LABEYRIE J. et PELLÉ M. - J. Physique Rad., 1953, 14, 477. [11] LABEYRIE J. 2014 Thèse, Paris, 1953. [12] SYKE G. 2014 Cf. [1b], p. 144-159. [13] BRACHET C. 2014 Association Technique Maritime et Aéronautique, session de 1950. [14] PUTMAN J. L. 2014 Communication personnelle. [15] EZRAN. 2014 C. R. Acad. Sc., 1952, 234, 1947; Rev. gén.
Méc., 1952, 48, 381; Thèse d’ingénieur-docteur, Paris, 1952; cf. Nucleonics, 1952, 10, 67.
[16] GRIFFON H. et BARTAUD J. 2014 Atomes, mars 1953,
p. 75; C. R. Acad. Sc., 1951, 232, 1455; Ann. Pharm,
Fr., 1951, 9, 545.
[17] BORCK et NANNESTAD L. 2014
Teleteknik, janvier et juillet 1951.
[18] ALBERT P., CARON M. et CHAUDRON G. 2014 C. R. Acad.
Sc., 1951, 233, 1108; 1953, 236, 1030 ; cf. [1 b], p. 171.
[19] KOHN A. 2014 Rev.
Métall., 1951, 48, 219; Documentation métallurgique, janvier, février, mars 1953, etc.
FARAGGI H. 2014 C. R. Acad.
Sc., 1951, 232, 959; 1952, 235, 714.
[20] BERBEZIER J., CHAMINADE R. et LALLEMANT C. 2014 Ann.
Géophys., 1952, 8, 261 et 314. [21] BERBÉZIER J. 2014 Onde
Électrique,
1953, 33, 553. [22] Voir, entre autres, U. S. Atomic Energy Commission.Semiannual reports to Congress, 1952, 12, 4; 1953,
13, 7.10; 1953, 14, 7.
[23] LANE D. A., TORCHINSKY B. B. et SPINKS J. W. T.
-Eng. J., 1953, p. 2. [24] DOREMUS J. A. 2014 Electronics, 1951, 24, 2 et 88.
[25]
LETERRIER et LÉVÊQUE P. 2014 A paraître.[26]
GIMENEZ C. et LABEYRIE J. 2014 J. Phys. Rad., 1951, 12, 64 A. [27] DODERO. 2014 C. R. Acad. Sc., 1952, 234, 1462. GUNTZ A. 2014 C. R. Acad. Sc., 1953, 236, 2423.DISTRIBUTION DE LA
DENSITÉ
DES NEUTRONSTHERMIQUES
A
L’INTÉRIEUR
D’UNE CELLULE A URANIUM NATUREL ET EAU LOURDE.Par A. ERTAUD et P.
ZALESKI,
Commissariat àl’Énergie
atomique,Service de la Pile de Châtillon.
Sommaire. 2014 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 diffu-sion L = 1,30 donnée par Guggenheim et Pryce dans le calcul des cellules à graphite.
Introduction. - Nous avons
appliqué
la méthoded’autoradiographie
de détecteurs[1], [2]
à l’étude de larépartition
de la densité des neutronsther-miques
dans une cellule depile
à uranium naturelet à eau
lourde,
avec lame d’air autour de l’uranium. Comme nous l’avionsdéjà signalé,
la méthoded’autoradiographie
estparticulièrement
bienadaptée
à ce genre de mesures, c’est d’ailleurs en vue d’un tel travail
qu’elle
a été mise aupoint.
Dispositif
expérimental
et mesures. -- Lacellule
expérimentale
dont on trouvera ci-dessous les dimensionsremplaçait
une barre d’uranium dela
pile
de Châtillon.L’emplacement
de cette cellulea été choisi de
façon
qu’elle
se trouve vers le centre de lapile
et, parconséquent,
dans unerégion
de la densité variant peu avec le rayon.La cellule utilisée est
représentée figure
i,qui
indique également
ledispositif
de tenue desdétec-teurs.
La cellule étudiée est à uranium
métallique,
avecgaine
d’aluminium,
lame d’air et tube d’aluminium isolant la lame d’air del’eau
lourde.Les dimensions sont les suivantes :
Uranium,
diamètre :29,3
mm;gaine
d’aluminium,
76 A
épaisseur :
1, 5 mm; lamed’air,
épaisseur :
16,g
mm; tubeextérieur,
diamètre : 66-,8 X 70;longueur
dela barre : 170 cm.
Les mesures ont été faites suivant un diamètre. Les détecteurs utilisés sont des détecteurs de
~
Fig. ~ .
manganèse
5 X 65 mm(dépôt
sous vide d’envi-ron 2 pd’épaisseur
sursupport
en nitrate decellu-lose).
Pourprotéger
les détecteurs contre lapollution
possible
par lesproduits
defission,
on les en+ourede
cellophane.
On mesure cc l’effet total »
(sans cadmium)
dans lafenêtre de I mm
d’épaisseur
et simultanément l’effet cadmium dans la fenêtre de 2 mmd’épaisseur (voir
fig.
i).
Les détecteurs sont
placés
dans larégion
du flux maximum. Deplus,
les irradiations des deuxdétec-teurs sont simultanées ainsi que les
expositions
photographiques.
Les résultats des mesures souscadmium sont évidemment moins
précis
que ceuxobtenus par le détecteur nu
(à
cause du faiblenoir-cissement de la
plaque photographique),
mais ilFig. 2.
s’agit
ici d’un terme correctif surlequel
onpeut
tolérer des erreurs
plus grandes
que sur le termeprincipal
(détecteur
nu).
Au cours des
irradiations,
l’uranium a chaufféassez notablement. La
température
était mesuréeà l’aide de deux
thermocouples,
l’unplacé
contre legainage
del’uranium,
l’autre dans la lame d’air etau
voisinage
de l’eau lourde.La
figure
2 montre la variation detempérature
observée au cours de l’irradiation des détecteurs. On
peut
admettre que les résultats obtenus sont relatifsà une
température
moyenne d’environ 11 o~ C dansl’uranium. La
température
de l’air dans lagaine
au
voisinage
de l’eau lourde est maintenue à environ 5oo C.Résultats
expérimentaux. -
Les résultats del’irradiation sans et avec cadmium sont donnés
figure
3, courbes A et B.Fig. 3.
Fig. 4.
La
répartition
suivant un diamètre de la densitédes neutrons est obtenue en
soustrayant
la courbe B de la courbe A( fig.
4).
La
précision
estimée pour le résultat définitifest d’environ ±: ~, 5 pour 100
(tout
au moins dans lapartie
relative àl’uranium),
étant entenduqu’il
ne
s’agit
ici que de mesures relatives.L’imperfection
dumontage
expérimental
rend moinsprécises
lesparties
de la courbecorrespondant
77 A
l’uranium est suffisamment
précise
pourqu’on
puisse
en comparer le résultat obtenu à ladistri-bution de densité calculée par les méthodes habi-tuelles
[3].
On sait que, dans la théorie élémentaire dans
laquelle
on suppose que les sources de neutronssont
réparties
uniformément dans le ralentisseuret pour
laquelle
onapplique l’équation
élémentairede la
diffusion,
on trouve dans l’uranium unerépar-tition de densité de neutrons
A étant une
constante,
I,
la fonction de Bessel modifiée de 1 rcespèce
et d’ordrezéro,
etL,
lalongueur
de diffusion du milieu considéré.La
figure
5 montre sur le mêmegraphique
lacourbe
expérimentale
et la courbethéorique
pourdeux valeurs de L
(1,20
et1,25 cm).
On constatequ’il
y a un accord relativement bon et assezinat-tendu entre la
répartition
des neutrons calculée par la théorie élémentaire et leurrépartition
expéri-mentale. Cet accordpermet
de choisir une valeurde
L,
convenable pour le calcul des cellules. L’examen des résultats montre que, dans ce caset pour l’uranium utilisé
(densités 19),
la valeur àadopter
dans le calcul du coefficient d’utilisationthermique
d’une cellule à uranium naturel aveclame d’air est de
1, 24 -,-
o,o3 cm. Onpeut
comparerce résultat avec la valeur 1,30 cm de la
longueur
de diffusion dans de
l’uranium,
adoptée
parGug-geinheim
etPryce
[3]
dans le calcul d’un réseau uraniumgraphite.
D’autre
part,
l’expérience
montre que dans la lamed’air,
la densité est sensiblementplus
élevée pour larégion
périphérique
(voisinage
de l’eaulourde)
que pour larégion
voisine de l’uranium. Ce résultat avaitdéjà
étéprévu
théoriquement
par 1~~I. Yvon[4].
Dans le casconsidéré,
lerapport
desdensités de neutrons entre le bord externe et le bord interne de la
gaine
est de 1,08.Étant
donné laprécision
moins bonne de cettepartie
de lacourbe,
onpeut
admettre un accroissement d’environ 10 pour 100 de la densité entre les bords interneet externe de la lame d’air.
Ce résultat montre le désaccord
qui
existe entrela théorie élémentaire du calcul des cellules de
piles
(voir,
parexemple, Guggenheim
etPryce, ré f ,
eit.et aussi Glasstone et Edlund
[5]).
Dans la théorieélémentaire,
on admetqu’il
n’y
a pas de variationde densité de neutrons le
long
du rayon au coursdu passage dans la
gaine
d’air.L’expérience
montrequ’il
n’en est rien et que ladépression
dans l’airest loin d’être
négligeable.
Nous avons
appliqué
ces résultats au calcul ducoefficient d’utilisation
thermique
de la celluleFig. 5.
expérimentée,
en admettant que, dans l’eaulourde,
la théorie élémentaire
s’appliquait
avec lescons-tantes connues.
Le tableau suivant résume les résultats du calcul :
Les variations
dé i
auront relativement peud’importance
dans le cas d’unepile
à eaulourde,
mais
peuvent
jouer
un certain rôle pour lespiles
augraphite
dont le k~ estplus
voisin de l’unité.’
Manuscrit
reçu
le 13 octobre 1953.BIBLIOGRAPHIE.
[1] ERTAUD A., ZALESKI P. 2014 J.
Physique Rad., 1953, 14, 19 1.
[2] BOURGEOIS J., JACQUESSON J. et ZALESKI P. - J.
Physique Rad., 1953, 14, 198. [3] GUGGENHEIM E. A. et PRYCE H. L. 2014 Nucleonics, 1953, 11, 50. [4] YVON J. 2014 Communication privée.
[5] GLASSTONE S. et EDLUND Milton C. 2014 The elements of