Sonolysis of actinide(IV) β-diketonates in alkanes

Ultrasonic irradiation with the frequency of 20–22 kHz and absorbed acoustic power about 0.4 W ml^–1 causes degradation of An(IV) tetrakis-β-diketonates, AnL₄, where An(IV) is Th(IV), Np(IV), and Pu(IV), and HL is hexafluoroacetylacetone (HFAA) and dibenzoylmethane (HDBM), in hexadecane solutions in the presence of argon. The rate of the sonochemical process corresponds to a first-order kinetic law with respect to metal β-diketonate concentrations. The first-order rate constant of sonolysis increases with the increase in the volatility of the metal complexes. Solid sonication products consisted of a mixture of actinide carbides and partial degradation products, PDP, of initial metal β-diketonates. It is assumed that metal carbides are formed within the cavitating bubbles as a result of high-temperature process with participation of actinide(IV) β-diketonates and solvent vapours. PDP formation is attributed to the thermolysis of the complexes in a liquid reaction zone surrounding the cavitating bubble. To cite this article: S.I. Nikitenko et al., C. R. Chimie 7 (2004).

Résumé

L’irradiation ultrasonore avec une fréquence de 20–22 kHz et une intensité acoustique de 0,4 W ml^–1 conduit à la décomposition de An(IV) tétrakis-β-dicétones, AnL₄, où An(IV) est Th(IV), Np(IV) et Pu(IV), et HL est l’hexafluoroacétylacétone (HFAA) et le dibenzoylméthane (HDBM) en milieu hexadécane sous argon. La cinétique de décomposition sonochimique est d’ordre 1 par rapport à la concentration du complexe et la cinétique augmente avec la volatilité du complexe métallique. Les produits solides de décomposition sont un mélange de carbure d’actinides et de produits de décomposition partielle PDP. Il a été observé que les carbures d’actinide sont formés dans la bulle de cavitation compte tenu des fortes températures et de la présence simultanée du complexe métallique volatil et du solvant (hexadécane). La formation des PDP est attribuée à la thermolyse du complexe à l’interface de la bulle de cavitation. Pour citer cet article : S.I. Nikitenko et al., C. R. Chimie 7 (2004).     

Application of phosphorus- and nitrogen-containing organic compounds for the isolation of actinides and technetium from acid or basic aqueous solutions

The derivatives of ethers of phosphoric acid, namely O-(2-alkyl) (diethylcarbamoylmethyl) phenylphosphinates (O2ADECMPP), were synthesized and tested for liquid–liquid extraction of transuranium elements, lanthanides and technetium in meta-nitrobenzotrifluoride or 1,2-dichlorethane from acidic solutions. The O-(ethylhexyl) (diethylcarbamoylmethyl) phenylphosphinate (O2EHDECMPP) was used to prepare chelating granulated sorbents. The family of chelating fibrous ‘filled’ sorbents POLYORGS-type shows, according to preliminary experiments, that Pu and Tc at concentrations around 10^–5 M can be recovered almost completely. POLYORGS show fast kinetics for sorption processes. To cite this article: G.V. Myasoedova et al., C. R. Chimie 7 (2004).

Résumé

Utilisation de réactifs phosphorés et azotés pour la séparation des actinides et du technétium de milieux acides et basiques. Des dérivés de l’éther de l’acide phosphorique du type O-2-alkyl diéthylcarbamoylméthyl phénylphosphonates ont été préparés et testés pour extraire des éléments transuraniens, des lanthanides et du technétium dans le meta-nitrobenzène ou le 1,2-dichloroéthane, à partir de solutions aqueuses acides. Le dérivé O-éthylhexyl diethylcarbamoylméthyl phénylphosphonate a été utilisé pour préparer des échangeurs solides par effet de chélation. La famille des chélatants fibreux Polyorgs montre, dans des expériences préliminaires, que Pu et Tc, à des concentration de l’ordre de 10^–5 M, peuvent être complètement récupérés à partir de milieux acides contenant d’autres éléments. Ces composés présentent des cinétiques de sorption très rapides. Pour citer cet article : G.V. Myasoedova et al., C. R. Chimie 7 (2004).     

Effect of gleysation on remobilization of radionuclides in waterlogged soils

Joint leaching of iron and other macro- and microelements including radionuclides from radioactively contaminated floodplain soil of the Yenisei River is studied on miniecosystems. In developing anaerobic conditions, the redox potential E_h decreased to +140 mV, causing partial reduction of iron and solubilisation of iron hydrous oxide and organomineral films of the soil. Leaching of stable elements and radionuclides with water proceeds parallel to that of iron. To accelerate reductive mobilization of iron, 0.4% aqueous ascorbic acid was used instead of water as the leaching liquid phase. In this case, E_h approached –60 mV, and the leaching of stable and radioactive elements considerably increased, the effect being most pronounced for plutonium. To cite this article: E.K. Legin et al., C. R. Chimie 7 (2004).

Résumé

Effet du passage en milieu anaérobie sur la mobilisation des radionucléides dans les sols humides. La lixiviation simultanée du fer et d’autres éléments de sols contaminés de la vallée de la rivière Yénései a été étudiée. En imposant des conditions anaérobies, le potentiel redox chute à 140 mV, causant une réduction partielle du fer trivalent et la solubilisation de l’hydroxyde de fer et du film organominéral du sol. Les lixiviations du fer, des autres éléments et, par conséquent, des radionucléides contaminant le sol vont de pair. Pour accélérer la mobilisation réductive du fer, une solution d’acide ascorbique à 0,4% a été utilisée à la place de l’eau. Dans ces conditions, la valeur de E_h approche –60 mV et la lixiviation des éléments augmente considérablement, cet effet étant plus prononcé pour le plutonium. Pour citer cet article : E.K. Legin et al., C. R. Chimie 7 (2004).     

Research and application of inorganic selective sorbents at Mayak PA

This work has been performed in order to identify selective inorganic sorbents for caesium and strontium. Thin-layer sorbents with nickel ferrocyanide embedded in an inert matrix were found to be the best for caesium. Sorbents including non-stoichiometric manganese dioxide were selected for strontium. Bench tests have been carried out on the purification of desalted water of SNF storage-pool from ¹³⁷Cs, and on the purification of contaminated natural water from ⁹⁰Sr. The facility for synthesizing the ferrocyanide sorbent with the registered mark ‘Seleks-CFN’ has been brought into operation. The sorbent ISM-S seems promising for ⁹⁰Sr decontamination. To cite this article: M.V. Logunov et al., C. R. Chimie 7 (2004).

Résumé

Recherches et applications sur l’utilisation de sorbants spécifiques à Mayak. Des sorbants sélectifs du césium et du strontium ont été identifiés. Pour le césium, le meilleur s’avère être le ferrocyanure de nickel, s’il est utilisé sous forme de couche mince. Pour le strontium, on a sélectionné des composés non stœchiométriques de dioxyde de manganèse. On a mené des tests visant à épurer en césium l’eau des piscines d’entreposage des combustibles nucléaires usagés, et en strontium des eaux contaminées. Une installation industrielle permettant de préparer le sorbant à base de ferrocyanure de marque « Seleks-CFN » a été réalisée. Le sorbant ISM-S semble prometteur pour la décontamination en strontium. Pour citer cet article : M.V. Logunov et al., C. R. Chimie 7 (2004).     

Dissolution and extraction of actinide oxides in supercritical carbon dioxide containing the complex of tri-n-butylphosphate with nitric acid

Dissolution of individual actinide oxides (Th, U, Pu, Np), or their mechanical mixtures, as well as of solid solutions U–Pu, U–Np, U–Am and U-Pu-Eu oxides in supercritical fluid carbon dioxide (SF-CO₂) containing the complex of tri-n-butyl phosphate (TBP) with nitric acid (TBP–HNO₃) has been investigated. The effect of the calcination temperature of solid solutions of dioxides on the separation of actinides during supercritical fluid extraction (SFE) has been studied as well. It was shown for the first time that milligram amounts of uranium dioxide could be quantitatively dissolved in (SF-CO₂) containing the TBP–HNO₃ complex and efficiently separated from Pu, Np, and Th during SFE of mechanical mixture of these oxides. On the contrary, both U and Pu are quantitatively dissolved in SF-CO₂–TBP–HNO₃ during SFE from solid solutions of U–Pu dioxide. An increase of the calcination temperature of the mixed U(IV)–Pu(IV) dioxide from 850 to 1200 °C has no influence on the relative extraction yield of these actinides during SFE. To cite this article: T. Trofimov et al., C. R. Chimie 7 (2004).

Résumé

Dissolution d’oxides d'actinides et extraction d’éléments dans le dioxide de carbone supercritique contenant le complexe tri-n-butylphosphate–acide nitrique. La dissolution d’oxydes de Th, U, Pu et Np, de leurs mélanges et de solutions solides U–Pu, U–Np, U–Am et U–Pu–Eu dans le dioxyde de carbone supercritique (CO₂-SC) contenant le complexe tri-n-butyl phosphate–acide nitrique (TBP–HNO₃) a été étudiée, et notamment l’effet de la température de calcination des solutions solides. On montre que quelques milligrammes de UO₂ peuvent être dissous dans le système CO₂-SC–TBP–HNO₃ et être séparés de Pu, Np et Th en traitant un mélange d’oxydes. En revanche, U et Pu sont dissous dans la phase CO₂-SC–TBP–HNO₃ durant le traitement des solutions solides U(IV)–Pu(IV). Une augmentation de la température de calcination de 850 à 1200 °C de ces solutions solides n’a pas d’effet sur le rendement d’extraction des actinides. Pour citer cet article : T. Trofimov et al., C. R. Chimie 7 (2004).     

L’importance des phénomènes d’oxydo-réduction dans le verreImportance of oxidoreduction phenomena in glass.

Oxydo-reduction phenomenon concerns glass manufacturing as well as its properties. Various oxidation scales have been used by glassmakers, the most widely used being the ratio between Fe²⁺ and the total iron content. Comparisons are made with others, such as the partial pressure of oxygen or the redox potential. The influence of the chemical composition of the glass is also studied as well as that of the temperature, through the results obtained in Saint-Gobain Recherche and in other laboratories. In industrial glass manufacturing, the oxidation equilibrium is usually achieved during the fining process, an intense ‘bubbling’ being necessary to obtain a homogeneous glass. Thus, the oxidoreduction state of the glass does not depend on the atmosphere under which it was made, but depends on the mixture of gases generated during the fining process, which is described through the reactions generated by the two main fining systems, arsenic oxide or antimony oxide + sodium nitrate and sodium sulphate + a reducing agent. The former provides oxygen and the latter, a mixture of oxygen and sulphur dioxide. Consequently, a glass melted with arsenic oxide is more oxidised than a glass melted with sodium sulphate. The equilibrium constant used to interpret the latter system, mostly used for soda lime silica glasses fining, is given as a function of the temperature and some of the consequences are examined. Obviously, the coloration by iron oxide impurities is influenced by the manufacturing process. Some other colouring oxides are submitted to a change of oxidation state and thus to a modification of their colouring action. A quick review is done of the transition metal coloration, of the electron-charge-transfer absorption due to sulphides or selenides, and of aggregate formation inducing the well-known red ruby glass, for instance.

Résumé

Les phénomènes d’oxydo-réduction concernent aussi bien l’élaboration du verre que ses propriétés. Plusieurs échelles d’oxydo-réduction ont été utilisées par les verriers, la plus courante étant le rapport entre Fe²⁺ et la teneur totale en fer. Nous faisons la comparaison entre les différents systèmes, comme la pression partielle d’oxygène. Dans l’élaboration des verres industriels, l’équilibre redox est réalisé habituellement pendant le processus d’affinage, un « bullage » intense étant indispensable à l’obtention d’un verre homogène. L’état redox du verre ne dépend pas de l’atmosphère sous laquelle il a été élaboré, mais du mélange de gaz généré durant le processus d’affinage. Les deux systèmes affinants principaux sont l’oxyde d’arsenic ou d’antimoine couplé au nitrate de sodium ou bien le sulfate de sodium couplé à un agent réducteur. Le premier génère de l’oxygène et le second un mélange d’oxygène et de dioxyde de soufre. En conséquence, un verre élaboré avec de l’oxyde d’arsenic est plus oxydé qu’un verre élaboré avec du sulfate de sodium. La coloration par l’impureté oxyde de fer est évidemment fortement influencée par le procédé. D’autres oxydes colorants subissent aussi des changements d’état d’oxydo-réduction et voient leur action colorante modifiée en fonction des conditions d’élaboration.     

In situ high temperature NMR and EXAFS experiments in rare-earth fluoride molten salts

The local structure in molten YF₃–LiF and LaF₃–LiF binaries has been investigated by NMR and EXAFS spectroscopy. For YF₃–LiF, the high-temperature ¹⁹F and ⁷Li NMR spectra have been recorded in situ in the molten state for compositions ranging from pure LiF to pure YF₃. The LaF₃–LiF system has been studied by ¹⁹F and ¹³⁹La NMR and EXAFS spectroscopy at the LIII edge of La. The local environment around the La³⁺ in the molten state does not depend on the composition, while ¹⁹F chemical shift evolution confirms the progressive formation of bridged species. To cite this article: A.-L. Rollet et al., C. R. Chimie 7 (2004).

Résumé

Étude in situ par spectroscopies RMN et EXAFS à haute température de fluorures de terres rares fondus. La structure locale des mélanges fondus YF₃–LiF et LaF₃–LiF a été étudiée par spectroscopies RMN et EXAFS à haute température. Pour le système YF₃–LiF, les spectres RMN à haute température de ¹⁹F et ⁷Li ont été enregistrés in situ dans le liquide pour différentes compositions variant de LiF pur à YF₃ pur. Le système LaF₃–LiF a été étudié par RMN de ¹⁹F et ¹³⁹La, et par EXAFS au seuil LIII du lanthane. L’environnement autour du La³⁺ à l’état fondu ne dépend pas de la composition, alors que les évolutions du déplacement chimique du fluor confirment la formation progressive d’espèces pontantes. Pour citer cet article : A.-L. Rollet et al., C. R. Chimie 7 (2004).     

Speciation methods of actinides in trace concentrations

The development of actinide speciation methods in the environment is discussed. The results on speciation and migration of radionuclides in near-surface and deep conditions at the Krasnoyarsk mining and chemical plant and at the Production Association ‘Mayak’ (southern Ural) are reported. For surface conditions, the mobile plutonium fraction is mostly associated with inorganic complexes (carbonate) of the higher plutonium oxidation state, while less mobile fraction is associated with low-soluble Pu(IV) complexes with humic acids. The mobile fraction of americium consists of complexes with low molecular weight fulvic acids of non-specific nature with molecular weights lower than 10 kDa. Plutonium and americium behaviour in deep conditions is governed by colloid migration. To cite this article: A.P. Novikov et al., C. R. Chimie 7 (2004).

Résumé

Méthodes de spéciation des actinides en traces. Le développement de méthodes pour la spéciation des actinides dans l’environnement est discuté. Nous présentons des résultats concernant la spéciation et la migration des radionucléides dans des conditions de sub-surface et en milieux géologiques profonds à la mine de Krasnoyarsk et à l’usine chimique de Mayak (Oural du Sud). En conditions de sub-surface, la fraction mobile contient essentiellement des complexes inorganiques (carbonates) de Pu dans ses degrés d’oxydation élevés, tandis que la fraction moins mobile contient des complexes insolubles du Pu(IV), avec des acides humiques. La fraction mobile de Am comporte des complexes d’acides fulviques de nature non précisée, mais d’une masse molaire inférieure à 10 kDa. En conditions de milieu profond, le comportement de Am et de Pu est influencé par la migration des colloïdes. Pour citer cet article : A.P. Novikov et al., C. R. Chimie 7 (2004).     

Stoichiometry of uranyl hydrolysis reaction in acidic aqueous solutions from the evidence of oxygen exchange kinetics

The kinetics of uranyl oxygen exchange with water molecules in aqueous solutions was studied in the pH range 1–4 and uranium concentration range 10^–4–0.1 M. It was confirmed that the exchange is stimulated by hydrolyzed uranyl species. From the evidence of data on the kinetics of uranyl oxygen exchange the reaction stoichiometry of uranyl hydrolysis was determined. The scheme of uranyl hydrolysis involving formation of (UO₂)₂(OH)₂²⁺, (UO₂)₂(OH)₃⁺, and other hydrolyzed species was proposed. To cite this article: L.G. Mashirov et al., C. R. Chimie 336 (2004).

Résumé

Étude de l'hydrolyse de l'uranium hexavalent en milieu acide par échange isotopique de l'oxygène. L'échange isotopique de l'oxygène de l'ion uranyle avec les molécules d'eau a été étudié dans le domaine de pH de 1 à 4 et de concentration en uranium de 10^–4 à 0,1 M. Cet échange a lieu par l'intermédiaire d'espèces hydrolysées de U(VI). La stoechiométrie des formes hydrolysées de U(VI) est déduite des vitesses d'échange isotopique. En particulier, les espèces (UO₂)₂(OH)₂²⁺ et (UO₂)₂(OH)₃⁺ ont été clairement identifiées. Un schéma d'hydrolyse est proposé. Pour citer cet article : L.G. Mashirov et al., C. R. Chimie 336 (2004).     

Study of Am and Pu behavior in alkaline media

The redox chemical behavior of americium and plutonium species in alkaline media has been studied, mainly two dis/reproportionation reactions: 2 Pu(VI) = Pu(V) + Pu(VII) and Am(III) + Am(V) = 2Am(IV). It was found that Am(VI) is readily reduced by the simple action of water, and that radiolysis has no effect. This is a marked departure from the behavior of Am in other media, where alpha particle self-irradiation generates redox active species that affect the Am oxidation state. An Am(VII) compound has been synthesized. All results are interesting for the treatment of alkaline high-level radioactive wastes. To cite this article: A.P. Nikonov et al., C. R. Chimie 7 (2004).

Résumé

Étude du comportement de Am et Pu en milieu alcalin. Le comportement redox de Am et Pu a été étudié en milieu alcalin, notamment les dismutations 2 Pu(VI) = Pu(V) + Pu(VII) et 2 Am(IV) = Am(III) + Am(V). Am(VI) est rapidement réduit par l’eau et la radiolyse n’a pas d’effet, contrairement à ce qui se produit dans d’autres milieux. Des indications ont été obtenues sur un composé de Am(VII). Les résultats obtenus sont intéressants pour le traitement des déchets nucléaires encore entreposés en milieu basique. Pour citer cet article : A.P. Nikonov et al., C. R. Chimie 7 (2004).     

Titanate-based ceramics for separated long-lived radionuclides

Studies have been conducted in France to minimize the potential long-term impact of nuclear waste by enhanced chemical separation of the minor actinides (Np, Am, Cm) and some long-lived fission products (I, Cs, Tc). Two options may be considered following this work: (i) the initial reference option is transmutation by neutron bombardment in nuclear facilities, (ii) the second option would be to incorporate the separated elements into an inorganic matrix ensuring long-term stability. In the case of specific conditioning, zirconolite and hollandite are the potential host phases for the minor actinides and caesium, respectively. Both of these matrices have shown strong potential: (i) for incorporating the respective radioelement in the crystalline structure, (ii) for fabricating the ceramic by natural sintering in air, (iii) for chemical durability with a very low initial alteration rate (about 10^–2 g m^–2 d^–1 at 100 °C), then very rapidly reach alteration rates more than four orders of magnitude lower. In the case of zirconolite ceramics, the high chemical durability is conserved even after amorphization of the crystalline structure by external irradiation with heavy ions or by self-irradiation in natural zirconolites 550 million years old. To cite this article: C. Fillet et al., C. R. Chimie 7 (2004).

Résumé

Pour réduire l'impact potentiel à long terme des déchets nucléaires, des études sont conduites en France sur la séparation chimique poussée des actinides mineurs (Np, Am, Cm) et de certains produits de fission à vie longue (I, Cs, Tc). À l'issue de cette étape, deux options sont envisageables : (i) la transmutation par bombardement neutronique dans des systèmes nucléaires est la première option de référence, (ii) la seconde option consisterait à incorporer les éléments séparés des autres déchets nucléaires dans une matrice minérale stable à long terme. Dans le cadre d'un conditionnement spécifique, la zirconolite et la hollandite sont des phases hôtes potentielles respectivement pour les actinides mineurs et le césium. Ces deux matrices ont montré une potentialité élevée (i) d'incorporation du radioélément considéré dans la structure cristalline, (ii) d'élaboration de la céramique par des procédés de frittage naturel sous air, (iii) de durabilité chimique, avec une vitesse initiale d'altération très faible (de l'ordre de 10^–2 g m^–2 j^–1 à 100 °C), puis très rapidement des diminutions des vitesses d'altération de plus de quatre ordres de grandeur. Pour la céramique zirconolite, cette propriété de durabilité chimique élevée reste conservée, même après amorphisation de la structure cristalline par irradiation externe aux ions lourds ou par auto-irradiation sur des zirconolite naturelles âgées de 550 millions d'années. Pour citer cet article : C. Fillet et al., C. R. Chimie 7 (2004).     

Immobilisation of actinides in phosphate matrices

In the field of the immobilisation of high-activity-level and long-life radwaste (HAVL) for a deep underground repository, several phosphate matrices were already proposed as good candidates to delay the release of actinides in the near-field of such disposal. Among them, thorium phosphate–diphosphate (TPD), monazites/brabantites, britholites, and TPD/monazite composites were extensively studied. The synthesis of samples doped with actinides (Th, U...) through wet and dry chemistry methods then their complete characterisation are reported. Their chemical durability is also examined. These materials appear as promising matrices to immobilise tetravalent and/or trivalent actinides. To cite this article: N. Dacheux et al., C. R. Chimie 7 (2004).

Résumé

Immobilisation des actinides dans des matrices phosphatées. Dans l'optique d'un stockage de déchets radioactifs de haute activité et de vie longue en site géologique profond, plusieurs matrices phosphatées de type céramique ont été proposées afin de retarder le relâchement des actinides dans le champ proche d'un tel stockage. Parmi celles-ci, le phosphate-diphosphate de thorium (PDT), les monazites, les brabantites et les britholites présentent plusieurs des propriétés recherchées pour assurer la rétention de ces éléments sur le long terme. La préparation d'échantillons dopés avec des actinides par voie sèche et/ou humide, leur caractérisation à l'état pulvérulent ou fritté et leur durabilité chimique lors de tests de lixiviation sont examinées ici. Sur la base des propriétés physico-chimiques de ces matrices, des matériaux composites à base de PDT et de monazite ont été préparés puis caractérisés. Tous ces matériaux apparaissent comme des candidats prometteurs pour l'immobilisation des actinides tri- et tétravalents. Pour citer cet article : N. Dacheux et al., C. R. Chimie 7 (2004).     

Lavoisier and meat stock

Antoine-Laurent de Lavoisier published his results on ‘meat stock’ preparation in 1783. Measuring density, he stated that ‘food principles’ were better extracted using a large quantity of water. This result was checked. To cite this article: H. This et al., C. R. Chimie 9 (2006).     

Unprecedented μ3-O face-capping ligand in a [Mo6Br6L2Br6] (L = 0.5 O + 0.5 Br) molybdenum cluster unit: crystal structure of the Cs3Mo6Br13O oxybromide

The new Cs₃Mo₆Br₁₃O oxybromide, synthesized by solid-state chemistry, crystallizes in the trigonal system (Rc space group; a = 15.5784(2) Å, c = 19.5103(5) Å, V = 4100.5(1) Å³ and Z = 6). It is based on a [Mo₆L₁₄] unit that contains an unprecedented μ₃ face-capping oxygen. The crystal structure determined by single crystal X-ray diffraction is built up from discrete face-capped [Mo₆Brⁱ₆Lⁱ₂Br^a₆]^3– (L = 0.5 O + 0.5 Br) anionic units in which two inner positions are randomly occupied by one bromine and one oxygen whereas the other ligand positions are fully occupied by bromine. The cesium cations randomly occupy two close crystallographic positions generated by the A-B-C-A′-B′-C′ close-packed stacking of the units. The cesium site occupancy is related to the random distribution of oxygen and bromine on the Lⁱ inner positions. To cite this article: K. Kirakci et al., C. R. Chimie 8 (2005).     

Technetium transmutation and production of artificial stable ruthenium

The recent Russian results on technetium transmutation into ruthenium are summarized, including the first isolation of artificial stable ruthenium from irradiated technetium targets. To cite this article: V. Peretroukhine et al., C. R. Chimie 7 (2004).

Résumé

Transmutation du technétium et production du ruthénium artificiel. Les résultats obtenus en Russie sur la transmutation du technétium en ruthénium artificiel et son isolement des cibles irradiées sont présentés. Pour citer cet article : V. Peretroukhine et al., C. R. Chimie 7 (2004).     

Solid-state synthesis of boron subnitride, B6N: myth or reality?

Solid-state synthesis of boron subnitride, B₆N, as a result of chemical interaction between boron and boron nitride at 7.5 GPa and 1700 °C has been previously reported by Hubert et al. However, a critical analysis of the results has shown that the evidence for the formation of boron subnitride with B₆O-like structure is inconclusive. We have studied in situ the interaction between boron and BN at the same p–T conditions using X-ray diffraction with synchrotron radiation. At 7.4 GPa and 1700 °C the formation of a new phase has not been observed. At the same time, HP–HT treatment has resulted in strong and unpredictable preferred orientation of boron crystallites. This leads to the rise of some weak boron reflections that might be erroneously attributed to the appearance of a new phase. To cite this article: V.L. Solozhenko et al., C. R. Chimie 9 (2006).     

Accumulation of host—guest ion complexes with different counterions at the water—supercritical CO2 interface: a molecular dynamics study

The behavior of ion complexes at the water—supercritical carbon dioxide interface was considered by molecular dynamics simulations. The following complexes were studied: Cs⁺calix[4]crown-6, K⁺222 cryptate with chloride or dicarbollide (CCD^–) counterions, the Sr²⁺18C6 complex with the picrate (Pic^–) or perfluorooctanoate (PFO^–) counterions, and the Cl^–Tet ⁴⁺ complex with chloride counterions (Tet ⁴⁺ is a tetrahedral tetraammonium cation). The simulations demonstrate the analogy between aqueous interfaces with organic immiscible liquids and the CO₂ phase. Water and supercritical CO₂ are poorly miscible and form an interface. Most of the complexes are accumulated at the interface, instead of diffusing into the organic phase in which they should be more soluble. In addition, marked counterion effects are observed. The CCD^–, Pic^–, and PFO^– anions are surface active and are concentrated at the interface, but show different relationships with the complexes. The formation of ion pairs is precluded by the very hydrophobic CCD^– anions, which promote the extraction of cryptates as separated ion pairs to the CO₂ phase. Conversely, the extraction of the Sr²⁺ ions with 18C6 proceeds via a co-complexation mechanism, including the formation of the Sr18C6(PFO)₂, complex having a CO₂ affinity. The mechanism of assisted ion transfer to the CO₂ phase is discussed.     

The effect of first-stage polymer Tg on the morphology and thermomechanical properties of structured polymer latex particles

A series of heterogeneous latexes having stage ratios of 40:60 between the first and second stage polymers were prepared by emulsion polymerization. The first-stage polymers were non-polar S-BuA with T_gs ranging from + 100 °C to + 20 °C and the second stage polymer was polar MMA–BuA–MAA having a T_g of 20 °C. The latex particle morphologies were studied using TEM and the thermomechanical properties of the resulting latex films were studied with DSC and DMA. Calculated diffusion rates for propagating species during the reactions were correlated to the observed morphologies and to the amount of interphase in the latex particles. To cite this article: O.J. Karlsson et al., C. R. Chimie 6 (2003).     

Thermodynamique de composes azotes III. Etude Thermochimique de la glycine et de la l-α-alanine

The enthalpies of formation of glycine and L-α-alanine are determined by two complementary techniques: combustion calorimetry and change of state (sublimation) calorimetry.

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The values of the experimental and theoretical energy of conjugation of these two molecules (partially conjugated) and the energetical value of the C---N bond in Laidler's scheme, derived from the experimental enthalpy of atomization, are also given.

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Résumé

Les enthalpies de combustion à létat condensé de la glycine et de la L-α-alanine ont été déterminées à d'un calorìmetre isopéribolique à bombe rotative. Leurs valeurs à l'état standard à 298,15 K sont: δH°_c = −(972,98±0,19) kJ mol⁻¹ pour la glycine et ΔHδ_c = −(1621,45 − 0,48) kJ mol^-1 pour la L-α-alanine. Les enthalpies de sublimation à l'état standard à 298,15 K ont été obtenues par calori-