Brevet FR2008572A1 — publié le 19700123

i 2008572 La présente invention concerne la détection des ruptures des gaines des éléments combustibles dans les réacteurs nucléaires permettant des fuites de matières radioactives à partir de ces éléments. 5 Les réactions de fission en chaîne et les réacteurs dans lesquels ont lieu ces réactions sont actuellement bien connus. Un réacteur nucléaire typique comprend un ensemble ou coeur de réaction en chaîne formé de combustible nucléaire contenu dans des éléments combustibles. Le combustible nucléaire est 10 enfermé dans une enveloppe ou gaine résistant à la corrosion et conductrice de la chaleur. Le coeur du réaeteur, formé d'un certain nombre de ces éléments combustibles espacés les uns des autres est contenu dans un récipient ou cuve sous pression traversé par le réfrigérant du réacteur. Pendant son passage entre 15 les éléments combustibles espacés, le réfrigérant est chauffé par l'énergie thermique libérée du combustible du fait de la réaction de fission. Le réfrigérant chaud sort ensuite du réacteur et son énergie thermique est utilisée pour un travail utile, après quoi le réfrigérant refroidi est recyclé dans le réacteur. 20 De nombreux types de réacteurs nucléaires ont été dé veloppés. Certains de ces types de réacteurs sont décrits en détail dans Naclear Power Plants par R.L. Loftness, 0. Tan Nos-trand Company 1965* Dans la plupart des réacteurs pour la production d'é-25 nergie moderne le coeur est habituellement formé d'un certain nombre de sous-ensembles ou de faisceaux, chacun comportant plusieurs éléments combustibles en forme de barreaux maintenus parallèles et espacés les uns des autres. Chaque élément combustible enfermé dans une gainecon-30 tient une matière fissile telle que U-235, U-233 ou Pu-239 ainsi qu'une matière inerte et/ou une matière fissile telle que Th-232 ou U-238. Le bombardement des isotopes fertiles Th-232 et U-238 par des neutrons produit des isotopes fissiles U-233 et Pu-239. La durée de vie de lqéharge de combustibleest prolongée en raison 35 de la formation de ces matières fissiles qui subissent ensuite la fission. Quand la quantité de matières fissiles produite par cette conversion est supérieure à la quantité consommée, le réacteur est appelé surgénérateur. 69 1545-4 2 2008572 La matière combustible est enfermée dans une gaine de protection en métal tel qu'un alliage à base de zirconium, un acier inoxydable, de l'aluminium, du magnésium, etc. La surface extérieure de la gaine est en contact avec le courant de réfri— 5 gérant et/ou de modérateur, qui peut être typiquement de l'eau, de la vapeur d'eau, une composition organique, par exemple d'isomères du terphényle, un métal liquide, tel que du sodium liquide, etc. La gaine a deux fonctions principales, en premier lieu 10 elle s'oppose à toute réaction chimique entre le combustible nucléaire et le réfrigérant et/ou le modérateur, et en second lieu elle empêche le passage des produits de fission hautement radioactifs vers le réfrigérant et/ou le modérateur* La rupture de la gaine, par exemple par une fusion ou 15 une fissuration localisée, entraîne la contamination du réfrigérant ou du modérateur par les produits de fission ayant une durée de vie importante influant sur le fonctionnement et l'entretien de l'installation* Les équipements extérieure , tels que les échangeurs de chaleur et les turbines traversés par les ré-20 frigérants peuvent en particulier être contaminés. Dans un système réfrigéré par un liquide, les gaz échappant du réacteur doivent être collectés et évacués ou rejetés. Dans lee systèmes réfrigérés par de l'eau ou de la vapeur d'eau, ces gaz sont principalement de l'oxygène ou de l'hydrogène 25 résultant de la décomposition radiolytique de l'eau. Si ces gaz sont sévèrement contaminés par les produits de fission gazeux radioactifs échappant des éléments combustibles gai&és, le rejet sans danger des gaz échappant du réacteur devient difficile. La radioactivité globale du réfrigérant et/ou gaz 30 échappant du réacteur est contrôlée d'une façon classique pendant le fonctionnement. Une augmentation abrupte de la radioactivité indique l'apparition d'une fuite à travers la.gaine en un endroit quelconque du système. Le réacteur est en général arrêté avant que la contamination excessive du réfrigérant soit 35 devenue excessive. Bien entendu, le système des contrôles de la réactivité globale n'indique pas quel est le faisceau d'éléments combustibles contenant 1'élément combustible dans leqgelùla gaine fuit. • . 69 15454 3 2008-572 Il a été essayé d'échantillonner continuellement ou de façon intermittente le réfrigérant sortant de chaque faisceau du réacteur et de contrôler la radioactivité de chaque échantillon dans une chambre d'échantillonnage située à l'ex-5 térieur du réacteur. Cependant, ce procédé nécessite la pénétration dans la cuve du réacteur à travers un grand nombre de conduits d'échantillonnage ou bien l'utilisation de collecteurs & vannes multiples ou de vannes à plusieurs voies compliquées commandées mécaniquement à distance et se trouvant dans la cuve 10 du réacteur pour échantillonner successivement le réfrigérant sortant de chaque faisceau d'éléments combustibles. Si l'échantillonnage est effectué de façon intermittente, une rupture importante de la gaine peut avoir lieu pendant un intervalle entre les échantillonnages pour un faisceau d'éléments combustibles donné et il peut en résulter une contamination sérieuse du réfrigérant. D'autre part, l'échantillonnage et l'essai continus des échantillons provenant de plusieurs centaines de faisceaux nécessitent un équipement très important, un groupe compliqué de canalisations d'échantillonnage et un équipement d'analyse 20 compliqué. La détection la plus précoce d'une fuite à partir d'un élément combustible gainé, avant une rupture importante de la gaine et une contamination importante du réfrigérant, est d'une très grande importance* La détection rapide des fuites des élé-25 ®ents combustibles gainés est particulièrement importante dans les réacteurs réfrigérés par du sodium liquide» Le métal liquide est ço&teux et d'une manutention difficile parce qu'il doit être maintenu en fusion par chauffage et doit être maintenu hors de contact avec l'eau otjd'air. Il en résulte que la décontamination 20 ** sodium liquide fortement contaminé est extrêmement difficile. La plupart des systèmes pour la détection des ruptures utilisés jusqu'ici sont insensibles aux fuites faibles récentes, et quand l'échantillonnage est intermittent, il peut y avoir des intervalles indésirablement longs entre deux échantillonnages. II est par suite encore nécessaire de disposer d'un procédé perfectionné pour détecter les fuites à partir des éléments combustibles gainés des réacteurs et d'identifier le faisceau d*éléments combustibles contenant l'élément combustible gainé dans lequel une fuite est apparue. 69 15454 4 2008572 La présente invention a pour objet un procédé pour détecter et localiser les fuites en plaçant dans chaque élément combustible gainé ou dans chaque groupe d'éléments combustibles gainés un mélange différent identifiable de certains gaz. Les 5 gaz passant dans le réfrigérant du réacteur peuvent être collectés et analysés pour déterminer leur composition, cette composition identifiant l'élément combustible gainé fuyant. Suivant un mode de Tnise en eouvre de l'invention, des mélanges dfun gaz inerte de remplissage et d'un gaz indicateur 10 constitué de proportions variables de deux isotopes stables d'un autre gaz inerte sont placés dans les différents éléments combustibles gainés. Les éléments combustibles gainés comprennent typiquement un tube long fermé chargé en grande partie de matière combustible en pastilles ou en granulés. Une chambre à gaz est 15 laissée à une extrémité du tube pour collecter les produits de fission gazeux engendrés pendant le fonctionnement du réacteur. Cett^éhambre collectrice est remplie du mélange de gaz de remplissage et de gaz indicateur conformément à l'invention. En général, tous les éléments combustibles gainés d'un même faisceau ou sous-20 ensemble peuvent contenir le même mélange de gaz, parce qu'il suffit habituellement d'identifier le faisceau contenant l'élément combustible gainé fuyant pour enlever ce faisceau du coeur du réacteur. Le mélange de gaz doit contenir des éléments et/ou des isotopes non affectés d'une façon nuisible par l'irradiation 25 pendant la vie du combustible dans le réacteur. Les gaz doivent de préférence avoir des sections efficaces d'absorption des neutrons faibles, et des conductivités thermiques élevées. N'importe quel gaz inerte convenable peut être utilisé comme gaz de remplissage. Des gaz inertes typiques sont l'hélium, 30 le néon, l'argon, le krypton et leurs mélanges. L'hélium est préféré parce qu'il est facilement disponible et que sa conduc— tivité thermique est élevée, ce qui facilite le transfert de la chaleur du combustible à la gaine de l'élément. Le gaz de remplissage peut occuper à la fois la chambre 35 à gaz et les intervalles entre le combustible et la gaine, comme dans les éléments combustibles chargés de gaz considérés ci-dessus ou bien remplir seulement la chambre à gaz comme dans le, cas des 69 15454 s 2008572 . éléments combustibles remplis de sodium dans lesquels l'intervalle entre le combustible et la gaine est rempli de sodfcun. Ce métal de remplissage ou de liaison peut avoir n'importe quelle composition convenable, le sodium, le potassium et leurs mé-5 langes étant préférés en raison de leurs excellentes propriétés de transfert de la chaleur* Le gax d'identification ajouté au gaz de remplissage doit être inerte et ne pas réagir avec la matière combustible, la gaine et le réfrigérant, doit pouvoir être séparé du réfri-10 gérant et du gaz de couverture quand un tel gaz est utilisé au-dessus du réfrigérant, et doit avoir une conductivité thermique raisonnablement élevée pour ne pas affecter sévèrement le comportement thermique des éléments combustibles. Le néon répond largement à ces conditions. Le néon a trois isotopes naturels 15 Ne-20, Ne-21 et Ne-22. Ces isotopes sont stables et existent naturellement, avec environ 91$ de Ne-20 et environ 8% de Ne-22. La séparation de ces isotopes est relativement simple et le Ne-20 aussi bien que le Ne-22 sont disponibles commercialement & des prix raisonnables. L'analyse au spectromètre de masse du 20 rapport entre les isotopes peut être facilement faite à moins de 0,5% près de la concentration du néon, de sorte que des rapports Ne-20/Ne-22 variant de 1# de la concentration totale des isotopes peuvent être déterminés. Il est par suite possible de préparer 101 compositions différentes allant de 100# de Ne-20 25 et 0j6 de Ne—22 à 0# de Ne-20 et 100# de Ne-22 en passant par 50# de Ne-20 et 50# de Ne-22. Typiquement, le gaz de remplissage d'un élément combustible peut comporter 90# de He et 10# d'un mélange de Ne-20 et de Ne-22. Des rapports similaires peuvent être établis avec 15# ou 20# d'un mélange Ne-20/Ne-22 et 85# 30 ou 80# de He. Une différence de 5# dans le rapport He/Ne d'un groupe à un autre est suffisante car la très faible quantité d'hélium engendré par la réaction de fission dans le combustible ne change pas la quantité d'hélium de plus de 1# à 2#. Ce système formé d'un mélange d'hélium et de deux iso-35 topes du néon est préféré parce qu'il est efficace, que les isotopes sont facilement disponibles à un prix raisonnabloét que les rapports des concentrations ne sont pas appréciablement modifiées par les produits de fission gazeux engendrés dans le combustible. 69 15454 ■ 6 2008572 Bien entendu, d'autres mélanges de gaz inertes et de leurs isotopes peuvent être utilisés quand ils peuvent convenir. Par exemple, l'hélium existe sous la forme de deux isotopes stables He-3 et He-4 ( bien qu'il existe très peu 5 de He-3 naturel) et 1*argon existe sous la forme de trois isotopes stables Ar-36, Ar-38 et Ar-40. Les gaz échappant du coeur du réacteur sont de préférence contrôlés continuellement en utilisant un spectrographe de masse. Si une première fuite est détectée et une seconde 10 fuite apparaît ensuite, il est ainsi possible de détecter la seconde du fait du changement du rapport entre les isotopes. Comme il s'écoule en général plusieurs mois entre deux fuites, la probabilité de début de fuite au même instant pour deux éléments combustibles est suffisamment faible pour pouvoir être 15 négligée. En variante le gaz de couverture du réacteur peut être contrôlé continuellement pour détecter un accroissement de concentration des produits de fission formés de gaz nobles tel que le Xe-133 échappant d'un élément combustible déffeetueux, 20 par exemple en utilisant un détecteur à scintillations et un analyseur à plusieurs canaux. Des échantillonnages périodiques du gaz de couverture effectués avant et après l'indication de défaillance de la gaine peuvent être analysés au moy^n du spectrographe de masse pour déterminer le rapport pour le néon ou 25 un autre gaz d'identification et pour localiser ainsi le défaut. Ce système détecteur de fuites des éléments combustibles peut être utilisé pour n'importe quel type de réacteur nucléaire. Par exemple, dans le cas d'un réacteur à eau bouillante, les gaz échappant du condenseur principal, contenant 30 principalement de l'hydrogène et de l'oxygène formés par réaction radiolytique, peuvent être analysés par spectrométrie de masse pour identifier le gaz de remplissage et le gaz indicateur ayant échappés d'un élément combustible. Dans un réacteur surgénérateur à neutrons rapides réfrigéré par du métal liquide., 35 un gaz inerte tel que l'argon couvre en général le coeur du réacteur. Ce gaz de couverture peut être analysé pour détecter la présence dumélange de gaz d'un élément combustible ayant une 69 154S4 2008572 fuite. De façon similaire, dans un réacteur réfrigéré par un gaz, par exemple par de la vapeur d'eai ou de l'anhydride carbonique, le courant de réfrigérant peut être analysé. Les caractéristiques de l'invention ressortiront plus 5 particulièrement de la description suivante, donnée à titre d'exemple, et faite en se référant aux dessins annexés, sur lesquels : la figure 1 est le schéma général d'une installation à réacteur de puissance réfrigéré par un métal liquide compor-10 tant un système détecteur des fuites des éléments combustibles selon un mode de mise en oeuvre de l'invention, et la figure 2 représente schématiquement en plan une distribution des mélanges de gaz indicateurs selon un mode de aise en oeuvre de l'invention. 15 L'équipement pour la production d'énergie représenté sur la figure 1 comporte une enceinte de confinement 10 contenant un réacteur nucléaire 11 et un échangeur de chaleur 12. Du sodium liquide est pompé par une pompe 13 à travers le réacteur 11 dans lequel le sodium descend à travers l'espace annu-20 laire existant entre l'écran 14 et la surface intérieure de la cuve du réacteur U. Le sodium remonte ensuite à travers le coeur 15 formé d'un certain nombre d'éléments combustibles gainés espacés les uns des autres et dans lequel le sodium est chauffé par l'énergie thermique engendrée dans le combustible. La réac-25 tivité du coeur 15 est réglée par plusieurs barres de commande dont l'une est représentée schématiquement en 16. Le niveau du sodium à l'intérieur du réacteur 11 est indiqué par la ligne en tirets 17. Un espace 18 pour un gaz de couverture, typiquement de l'argon, est maintenu au-dessus de la surface du sodium li-30 quide. Le sodium chauffé passe à travers la canalisation 19 vers 1*échangeur de chaleur 12. Le sodium provenant du réacteur 11 cède de la chaleur à un second courant de sodium pompé à travers le serpentin 20 de 1'échangeur de chaleur 12 par une 35 pompe 21. Le sodium refroidi est recyclé par la pompe 13 à travers le réacteur 11, comme il a été indiqué ci-dessus. Le second 69 15454 s 2008572 courant de sodium chauffé par le premier traverse un générateur de vapeur d'eau 22 dans lequel le sodium traverse un serpentin 23 pour l'échange indirect de chaleur avec de l'eau pour produire de la vapeur d'eau. Le sodium ainsi refroidi est recyclé à tra-5 vers 1'échangeur de chaleur 12 par la pompe 21. La vapeur d'eau engendrée dans le générateur de vapeur 22 remonte jusqu'à la chambre ou espace de vapeur 24 au-dessus du niveau de l'eau indiqué par la ligne en tirets 25. La vapeur d'eau passe ensuite à travers la canalisation 26 vers la turbine 10 27 qui entraîne une génératrice 28. La vapeur d'eau échappant de la turbine 27 est condensée dans un condenseur principal 29 et l'eau de condensation est renvoyée par une pompe alimentaire 30 au générateur de vapeur, à travers une canalisation 31» Si des matières radioactives échappent des éléments 15 combustibles du coeur 15 elles contaminent le sodium réfrigérant, l'équipement du réacteur, l*échangeur de chaleur 12 et les pompes et canalisations associées. Le réacteur et l'échangeur de chaleur sont représentés sur la figure 1 d'une façon considérablement simplifiée, et dans la pratique, ils sont complexes mécaniquement 20 et il est nécessaire de temps à autre d'ouvrir le réacteur pour le rechargement et/ou les réparations. Une contamination à radioactivité intense rend ces opérations très difficiles. Dans le cas des réacteurs réfrigérés par un métal liquide, l'échantillonnage et l'analyse du réfrigérant sortant de chaque sous ensemble ou 25 faisceau d'éléments combustiles sont particulièrement difficiles parce qu'il est nécessaire de maintenir le sodium au-dessus de son point de fusion et parce que la manutention du sodium est dangereuse. Dans le cas d'un réacteur de ce type ui»6ourant de gaz 30 de couverture est pompé conformément à l'invention de l'espace ou chambre à gaz de couverture 18 par une pompe 36 vers un poste détecteur 37à travers une canalisation 35. Une partie de ce gaz est analysée continuellement ou de façon intermittente au moyen d'un spectromètre de masse pour déterminer la présence éven-35 tuelle du gaz de remplissage et du gaz indicateur des. éléments combustibles du coeur 15. Le spectromètre de masse peut typiquement être conçu pour imprimer l'analyse continue des gaz sous la forme graphique. Un système d'alarme peut être ajouté,, si 69 15454 ? 2008572 désiré, ce système étant déclenché par la détection du gaz de remplissage et du gaz indicateur dans le courant de gaz de couverture. Comme une petite fraction seulement du gaz de couverture traversant le poste détecteur 37 est consommée pour 5 l'analyse, le reste est renvoyé dans l'espace 18 à travers la canalisation 38* Ce système de détection des fuites des éléments combustibles est exceptionnellement simple, sensible et précis. Le système n'ajoute pas d'équipement d'échantillonnage compliqué 10 à l'intérieur de la cuve du réacteur déjà très chargée. L'équipement de détection est presque entièrement situé à l'extérieur de l'enceinte de confinement d* réacteur, ce qui permet sa réparation ou sa modification sans qu'il soit nécessaire d'arrêter le réacteur. Une sécurité supplémentaire peut être obtenue en uti-15 lisant simplement deux postes détecteurs 37 afin que le contrôle soit maintenu pendant que l'un des postes détecteurs n'opère pas. La figure 2 représente schématiquement en coupe horizontale un coeur de réacteur d'un système pour la production d'énergie du type représenté sur la figure 1, et montre ladispo-20 sition des faisceaux d'éléments combustibles dans le coeur. Ainsi que le montre la figure 2, les faisceaux d'éléments combustibles ont une section hexagonale, mais bien entendu ils peuvent avoir n'importe quelle autre section convenable, par exemple, carrée, rectangulaire, etc. Les faisceaux sont disposés en contact les 25 uns contre les autres, pour former l'ensemble du coeur 150 de forme générale cylindrique. Le coeur 150 est représenté divisé en six segments A à F et des traits forts délimitent les segments pour la clarté de la représentation. Les segments sont symétriques en rotation, 30 c'est-à-dire que tous les segments sont identiques au segment A en considérant une rotation de celui-ci autour du centre du coeur. Les faisceaux combustibles du segment A sont numérotés 101 à 138. Les faisceaux d'éléments combustibles correspondant des segments B à F sont numérotés de façon semblable, mais cependant, la nu-35 mérotation n'est pas répétée sur la figure 2 pour la simplifier. Des éléments ou barres de commande 100 sont distribués en différents points du coeur 150. Ces éléments de commande 100 sont des éléments classiques absorbeurs de neutrons, mobiles verticalement. 69 15454 io 2008572 Comme le segment A comprend 38 faisceaux d'éléments combustibles, il existe 228 faisceaux dans le coeur 150. Pour permettre une identification positive par analyse des gaz échappant du coeur d'un faisceau dont un élément combustible fuit, il doit par suite 5 exister 228 combinaisons différentes de rapports d'isotopes indicateurs et/ou de rapports entre le gaz indicateur et le gaz de remplissage. Bien entendu, un coeur peut comporter un nombre plus réduit ou plus important de faisceaux d'éléments combustibles. Le système selon3a présente invention permet d'établir plusieurs 10 centaines de mélanges de gaz identifiables pour répondre à nTimporte quelle construction de coeur. De nombreuses combinaisons différentes de gaz et d'isotopes peuvent être utilisées daas les faisceaux d'éléments combustibles. Les tableaux I et il ci-après montrent deux de ces 15 combinaisons. Suivant le tableau I, le mélange de gaz est formé d'hélium comme gaz de remplissage et d'un mélange de néon-20 et de néon-22 comme gaz indicateur. Sur le Tableau I, la première colonne verticale indique la numérotation des faisceaux commune 20 pour les différents segments et identique à celle du faisceau A et les colonnes suivantes désignées par les lettres A à F indiquent les pourcentages en poids de l'hélium du mélange, le reste du mélange étant du.néon pour lequel est indiqué le pourcentage en poids de néon-20 ou de néon-22, le reste du néon étant 25 bien entendu du néon-22 ou du néon-20 suivant la colonne. Par exemple, pour le faisceau G-112 du tableau I, le mélange de gaz est formé de 90# d'hélium et 10# de.néon, le néon étant formé de 87# de néon-20 et de 13# de néon-22. Comme le montre le tableau I annexé, en utilisant la 30 totalité des 101 combinaisons de néon-20 et de néon-22 avec des accroissements de 1#, il suffit de trois rapports différents entre l'hélium et le néon avec des accroissements de 5#* Ceci est avantageux parce que la conductivité thermique de l'hélium est supérieure à celle du néon et que par suite l'hélium est 35 préférable du point de vue de ses meilleures caractéristiques de transfert de chaleur. 69 1S4S4 ii 2008572 Une autre combinaison possible est montrée par le tableau II annexé. Dans ce cas, les faisceaux ayant le même numéro dans chaque segment indiqué par les lettres A à F ont le même rapport entre le néon-20 et le néon-22. Tous les fais-5 ceaux d'un même segment ont le même rapport entre l'hélium et le néon. Cependant, le rapport entre l'hélium et le néon de chaque segment est différent des rapports pour tous les autres segments. Comme le montre le tableau II annexé, cette combinai-10 son est plus simple que celle du tableau I. Tous les faisceaux d'un même segment ont le même rapport entre l'hélium et le néon et tous les segments sont identiques en rotation en ce qui concerne les positions des faisceaux ayant le même rapport entre le néon-20 et le néon-22. Il y a par suite moins de risque 15 d'assemblage erroné du coeur et l'analyse par le spectromètre de masse est plus facile parce que le rapport entre le néon et l'hélium identifie le segment dans le coeur et le rapport entre le néon-20 et le néon-22 identifie dans le segment le faisceau dans lequel existe une fuite. 20 D'autres variantes de combinaisons des mélanges par ticuliers des gaz sont faciles à concevoir. Si le nombre de faisceaux est très important, un troisième gaz inerte peut être ajouté au mélange en quantité variable. Bien que les combinaisons indiquées ci-dessus concernent des proportions spécifiques 25 de gaz inertes spécifiques, d'autres gaz convenables peuvent être utilisés avec des résultats similaires, comme il a été indiqué ci-dessus. Le mélange de gaz de remplissage et de gaz indicateur et la matière combustible peuvent contenir d'autres matières pour améliorer ou modifier convenablement leurs propriétés. 30 Bien entendu, la description qui précède n'est pas limitative et l'invention peut être mise en oeuvre suivant d'autres variantes sans que l'on sorte de son cadre. 69 15454 12 2008572 REVENDICATIONS, 1. Procédé pour détecter les fuites à partir d'éléments combustibles gainés dans le coeur d'un réacteur nucléaire comprenant un certain nombre de ces éléments combustibles gainés, 5 caractérisé en ce que chaque élément combustible gainé est chargé d'un mélange d'un gaz inerte de remplissage et d'un gaz inerte indicateur, le gaz indicateur étant un mélange d'au moins deux isotopes d'un élément inerte, le rapport des masses du gaz de remplissage et du gaz indicateur ou le rapport des masses 10 des isotopes au moins étant pour chaque élément combustible gainé différent des rapports correspondant de certains des autres éléments combustibles gainés contenus dans le coeur, les gaz échappant du coeur du réacteur sont contrôlés par spectro-métrie de masse pour détecter un élément combustible comportant 15 une fuite et localiser cet élément par analyse des éléments et des isotopes des gaz échappant du coeur du réacteur. 2. Procédé selon la revendication 1 caractérisé en ce qu'au moins deux éléments combustibles gainés contiennent des mélanges de gaz différents par le rapport entre les masses de 20 gaz de remplissage et de gaz indicateur. 3. Procédé selon l'une des revendications 1 et 2 caractérisé en ce qu'au moins deux éléments combustibles gainés contiennent des mélanges de gaz différents par le rapport entre les masses d'au moins deux isotopes du gaz indicateur. 25 4. Procédé selon la revendication 1 caractérisé en ce que les éléments combustibles gainés sont groupés en plusieurs faisceaux et en ce que tous les éléments combustibles d'un même faisceau contiennent un mélange pratiquement identique de gaz de remplissage et de gaz indicateur. 30 5. Procédé selon l'une des revendications 1 à 4 carac térisé en ce que le gaz de remplissage est de l'hélium et le gaz indicateur est un mélange de néon-20 et de néon-22. 6. Procédé selon la revendication 1 caractérisé en ce que les intervalles compris entre le combustible et la gâine 35 sont remplis d'un métal choisi dans le groupe constitué par le sodium, le potassium et leurs mélanges, et que le mélange de gaz occupe une chambre à gaz à une extrémité de l'élément combustible gainé. 69 154S4 13 2008572 7» Procédé selon l'une des revendications 1 à 6 carac térisé en ce que le mélange de gaz est le même dans tous les éléments combustibles gainés d'un même faisceau et le mélange 5 de gaz est différent pour les différents faisceaux d'éléments combustible^gainés. 8. Procédé selon la revendication 7 caractérisé en ce que les éléments combustibles gainés d'au moins deux faisceaux contiennent des mélanges de gaz différant par le rapport des 10 masses d'au moins deux isotopes du gaz indicateur formé par un seul élément. 9* Procédé selon la revendication 7 caractérisé en ce que les éléments combustibles gainés d'au moins deux faisceaux d'éléments combustibles contiennent des mélanges de gaz diffé-15 rant par le rapport des masses du gaz de remplissage et du gaz indicateur. 10. Procédé selon l'une des revendications 7 à 9 carac térisé en ce que le gaz de remplissage et de l'hélium et le gaz indicateur est un mélange de néon-20 et de néon-22. 20 11* Procédé selon l'une des revendications 7 à 10 carac térisé en ce que les intervalles compris entre le combustible et la gaine sont remplis d'un métal choisi dans le groupe constitué par le sodium, le potassium et leurs mélanges et le mélange de gaz occupe une chambre à gaz à une extrémité de l'élément 25 combustible gainé. 12. Elément combustible gainé comprenant une enveloppe de gainage fermée, une partie principale de l'enveloppe étant remplie de combustible fissile, caractérisé en ce que le reste du récipient contient un mélange d'un gaz de remplissage inate 30 à l'état d'élément et d'un gaz indicateur inerte à l'état d'élément, le gaz indicateur étant un mélange d'au moins deux isotopes stables de cet élément. 13. Elément combustible gainé selon la revendication 12 caractérisé en ce que les espaces compris entre le combustible 35 et la gaine sont remplis d'un métal choisi dans le groupe constitué par le sodium, le potassium et leurs mélanges, et le mélange de gaz remplit une chambre à gaz située à une extrémité de l'élément. i 69 15454 i* 20Q8572 14* Elément combustible gainé selon la revendication 12 caractérisé en ce que le gaz de remplissage est de l'hélium, et le gaz indicateur est un mélange de néon-20 et de néon-22.