Brevet FR2320614A1 — publié le 19770304

Dans des types connus de réacteurs d'énergie nucléaire, tels par exemple que celui utilisé dans la centrale nucléaire de Dresden près de Chicago, Illinois, (USA), le coeur du réacteur comporte une pluralité de groupes espacés de cartouches de combustible disposés en rangées de manière à permettre une réaction de fission nucléaire auto-entretenue. la coeur du réacteur est lui méme contenu dans une enceinte sous pression à l'intérieur de laquelle il est immergé dans un fluide de travail, tel que 11 eau légère, qui sert à la fo-is de réfrigérant et de modérateur pour les neutrons.Une plurawlité de barres de commande, constituées d'une matière absorbant les neutrons, peuvent étre engagées dans les espaces ou les intervalles ménagés entre les groupes de cartouches de combustible afin de permettre de contrôler la réactivité du coeur du réacteur. Chaque groupe comprend un canal tubulaire dlécoulement, fré quemnunt de section approximativement carrée, lequel contient des rangées de cartouches allongées et chemisées de combustible, suppor tes entre des plaques de fixation supérieure et inférieure. las groupes de cartouches sont montés à l'intérieur de l'enceinte sous pression entre une grille supérieure et une plaque-support inférieure. La plaque de fixation inférieure de chaque groupe de cartouches comporte un ajutage qui s'engage à travers une cuverture de la plaque-support du coeur de manière à pénétrer dans une chambre d' ali- tentation en fluide réfrigérant pressurisé.L'ajutage en question est percé dlcuvertures à travers lesquelles le fluide réfrigérant pressurisé peut stécculer vers le haut à travers les canaux des groupes de cartouches afin d'évacuer la chaleur dégagée par les diverses cartouches de combustible Un exemple de groupe cartouches de combustible de ce genre est par exemple décrit par D.A. Venier dans son brevet des USA n 3.350.275. On pourra trouver par ailleurs un complément d'informations sur les réacteurs d'énergie nucléaire, par exemple dans l'ourage : "Nuclear Power Engineering", M.M. El- Wakil, McGraw-Hill Book Company, Inc., 1962. Dans les réacteurs nucléaires de conception récente, sont incorporés des instruments de mesure nucléaires, par exemple constitués par des détecteurs de neutrLns, lesquels sont contenus dans des bottiers spéciaux placés dans les espaces ou intervalles menagés entre les groupes de cartouches de combustible . Un détecteur de neutrons, sous forme par exemple d'wle chambre à fission ou d'une chambre df 70nisation, et un ensemble d'instrumentation cons- titué à partir de ce détecteur pour etre utilisé dans un coeur de réacteur nucléaire, sont decrits par L.R. Boyd dans son brevet des USA n 3.043.954.On peut encore utiliser d'autres types de détecteurs, par exemple un détecteur T' auto-actionné" tel que décrit par 3. W. Hilborn dans son brevet des USA n 3.375.370. Des détecteurs du type auto-actionné et du type à chambre d'ionisation peuvent etre avantageusement combinés ainsi que l'enseigne J.P. Neissel dans son brevet des USA n 3.760.183. Un système utilisant les signaux délivrés par de tels détecteurs de neutrons pour surveiller le niveau de puissance locale et le niveau de puissance moyenne dans le c coeur d'un réacteur nucléai- re est décrit par G.R. Parkos dans son brevet des USA n 3.565.760. la détecteur de neutrons incorporable qui y est décrit (voir par exemple les figures 2a, 3 et 4 de ce brevet antérieur) inclut une pluralité de tubes porteurs d'ensembles d'instruments qui sont placés avec un certain espacement les uns par rapport aux autres dans les intervalles d'eau ménagés entre les groupes de cartouches de combustible.Chaque tube portant un groupe d'instruments comporte une pluralité (par exemple quatre) de détecteurs espacés et-incorporables qui sont fixés à différents niveaux ou selon différentes positions axiales dans le coeur du réacteur. la tube porteur de l'ensemble d1 instruments contient également un tube permettant de recevoir et de guider un détecteur axialement movible et utilisé de façon facultative, lequel est souvent désigné sous le terme de éprouvette traversante", et est utilisé pour fournir des données renseignant sur le profil axial du flux de neutrons et pour servir au calibrage des circuits recevant et traitant les signaux provenant des détecteurs incorporés fixes. On a constaté que les neutrons qui ont été réduits à des niveaux d'énergie thermique sont les plus adéquats à provoquer la fission lorsqu'il8 sont absorbés par un atome de combustible fissile. C'est ainsi que,dans un coeur de réacteur thermique ou modéré par eau, les neutrons rapides de fission produits par la fission du combustible sont principalement ralentis par les collisionsavec les atomes d'hydrogène de l'eau dans laquelle le coeur du réacteur est immergé, De la sorte, la proportion des neutrons thermiques aux neutrons rapides est la plus élevee au centre des espaces ou intervalles d'eau qui entourent les cartouches de coSbu8tible, tels par exemple que les espaces entre les cartouches de cobbustible et ceux entre les groupes de cartou=,xs de cow'rus ble Du fait que les plus larges intervalles d'eau sont ceux qui existent entre les groupes de cartouches de combustible, c'est en cet endroit que la "pointe" du flux de neutrons thermiques est la plus prononcée. Dans le type de cceur de réacteur nucléaire dont il est ici question, c'est dans ces intervalles que sont placés les groupes de détecteurs de neutrons incorporés.Ce mode de mise en place des détecteurs de neutrons incorporés soulève divers problèmes. La pointe appréciable du flux de neutrcns thermiques dans l'intervalle ou espace d'eau ménagé entre les groupes de cartouches de cmbustible fait que les signaux délivrés par le détecteur dépendent de la position de ce détecteur par rapport à celle de la pointe du flux de neutrons thermiques. Pour les types de groupes de détecteurs décrits dans les brevets ci-dessus mentionnés des USA nO 3.043.954 et n" 3,565.760, ce problème est encore aggravé du fait que ni les détecteurs fixes incorporés, ni le tube de guidage de 11 éprouvette traversante ne sont nécessairement centrés sur la pointe du flux de neutrons thermiques, ni même fixés de façon précise par rapport à celle-ci.L'emplacement des détecteurs en des positions de gradient prononcé du flux de neutrons entratrie une facheuse incertitude dans l' mterprétation des signaux délivrés par les détecteurs. La mise en place des détecteurs dans les intervalles d'eau ménagés entre les groupes de cartouches de combustible a pour effet d'exposer ces détecteurs à un niveau de flux de neutrons thermiques plus élevé que celui auquel sont exposées les cartouches de combustible elles-mes. I1 en résulte une fâcheuse incertitude quant aux valeurs que lion en déduit de la densité d'énergie des cartouches de combustible.En outre, lorsque les détecteurs incorporés sont constitues par des chambres à fission (ainsi que décrit dans le brevet c dessus mentionné des USA nO 3.043.954), la matière fissile de la chambre de détection s 'épuise plus rapidement qu'il ne serait souhaitable, et il en résulte la nécessité dtun remplacement prématuré. La présente invention a pour objet un dispositif détecteur de neutrons incorporable dans un coeur de réacteur à neutrons thermiques avec fluide modérateur, grâce auquel soient évités les in convénients de l'état de la technique. Ce but est attelnt, confor mément à l' invention, grtce au fait que ce dispositif comprend un detecteur de neutrons placé dans le-coeur du réacteur au sein du combustible et du fluide modérateur, et un organe déplaçant ce fluide modérateur qui entoure pratiquement le détecteur afin d'affai- blir et d'aplanir le flux des neutrons thermiques dansson voisinage, cet organe étant lui-meme réalisé en une matière présentant une faible aptitude à modérer les neutrons et une section réduite pour l'absorption de ceux-ci. L'invention sera à présent décrite plus en détail à propos de quelques formes de réalisation, données à simple titre d'exemples illustratifs, et avec référence aux dessins ci-annexés, en lesquels La figure 1 illustre de façon schématique le circuit de vapeur d'un réacteur nucléaire refroidi et modéré par eau; La figure 2 est une vue en plan de dessus d'un quadrant d'un coeur de réacteur nucléaire les figures 3A et 3B sont des vues respectivement en plan et en élévation d'un groupe de détecteurs de neutrons selon llinven- tion ;; La figure 4 est une vue en plan à plus grande échelle d'une partie du coeur du réacteur, intrant le groupe des détecteurs de neutrons de l'invention mis en place entre quatre groupes adjacents de cartouches de combustible La figure 5 est un graphique illustrant les variations du flux relatif de neutrons thermiques le long de la ligne 5-5 de la figure 4 et servant à expliquer le mode de fonctionnement du dis- positif de l'invention ; La figure 6 est une vue en plan de dessus d'une variante de réalisation du groupe de détecteurs de 1' invention, ce groupe ayant une section de forme carrée ;; La figure 7 est une vue en plan de dessus illustrant une autre variante encore de réalisation du groupe de détecteur de 1' in- vention, ce groupe possédant UB section de forme circulaire ; les figures 8A et 8B sont des vues en plan et en élévation, respectivement, d'une autre forme encore de réalisation de 1' inven- tion utilisant des organes de déplacement du fluide modérateur séparés et axialement espacés les uns des autres. Bien.que l'invention ne soit pas limitée à ce type d'application, elle sera décrite c après en relation avec un réacteur nucléaire refroidi et modéré par eau, du type à eau bouillante, dont un exemple est illustré de manière simplifiée et schématique sur la figure I des dessins. Un tel ensemble de réacteur comporte une cuve ou enceinte sous pression 10 contenant elle-m & e le coeur 11 du réacteur nucléaire lequel est immergé dans un fluide réfrigérant et modérateur tel que l'eau légère. la coeur du réacteur 11, qui est entouré par un blindage annulaire 12, comporte une pluralité de groupes 13 de cartouches de combustible remplaçables qui Sont disposés avec un certain espacement relatif entre une grille supérieure 14 et une plaque inférieure 16. Une pluralité de tubes 17 de guidage pour les entrainements des barres de commande logent ces mécanismes d'entrainement gracie asque) une pluralité de barres de commande 18 peuvent étre engagées à vionté parmi les groupes 13 de cartouches de combustible en vue de contrôler la réactivité du c coeur du réacteur.Chacun de ces tu- bes de guidage 17 est équipé d'un organe 19 de support pour un grou- pe de cartouches de combustible, chacun de ces organes étant l'ii- mEme pourvu d'alvéoles destinés à recevoir les ajutages 21 de quatre groupes adjacents de cartouches de combustible. las ajutages 21 et les organes de support 19 sont formés avec des passages ou ouvertures de refroidissement qui communiquent avec une chambre 22 d'alimentation en fluide réfrigérant.Une pompe de circulation de fluide réfrigérant 23 met sous pression le fluide présent dans la chambre d'alimentation 22, l'engageant aussi à force à travers les ouvertures des organes de support 19 et des ajutages 21 des groupes de cartouches de cembustible de manière à le faire circuler vers le haut à travers ces divers groupes. Une parte de ce fluide réfrigérant se trouve convertie en vapeur qui traverse ensuite un dispositif séparateur-déshydrateur 24 pour aboutir à un récepteur tel par exemple qu'une turbine 26. las condensats formés dans un condenseur 27 sont ensuite retournés comme eau d'alimentation à l'enceinte 10 par une pompe 28. Un certain nombre de bottiers 29 contenant des ensembles d' instrumentation sont engagés avec un certain espacement relatif parmi les groupes de cartouches dé conbustible, et ils contiennent des détecteurs de neutrons permettant de surveiller le flux de neutrons et par conséquent le niveau énergétique du coeur du réacteur (la présente invention n est concernée qu'avec la partie des bottiers d'instrumentation 29 qui se trouve à 1' intérieur du coeur Il) ; la partie de ces bottiers 29 qui se trouve en dessous du coeur ur du réacteur et qui s'engage dans le fond de l'enceinte sous pression 10 peut entre de n'importe quelle nature connue Chacun des groupes 13 de cartouches de combustible est constitué d'une pluralité de cartouches allongées de combustible qui sont supportées avec un certain espacenent relatif par des plaques de fixation supérieure et inférieure (non représentées sur le dessin), et est entouré par un canal d'écoulement tubulaire 31 (figure 4) lequel guide le fluide réfrigérant circulant vers le haut parmi les cartouches de combustible.Chacune des cartouches de combustible comporte une gaine allongée et scellée, par exemple tubulaire, contenant un combustible fissile tel que le U02 ou le Pu02 sous la forme de pastilles, de particules, de poudre, etc, On pourra trouver une description plus complète d'un tel groupe de cartouches de combustible, par exemple, dans le brevet USA n" 3.431.170. La figure 2 des dessins représente en vue en plan un quadrant d'un coeur de réacteur typique, illustrant la position et l'espacement relatif des groupes de cartouches de combustible 13, des barres de commande 18 placées dans les espaces ou intervalles de circulation d'eau 32, et des groupes d1 instrumentation 29 placés selon une implantation prédéterminée dans les intervalles de circulation d'eau 33. Les figures 3A et 3B illustrent une forme de réalisation d'un ensemble 29 de détecteurs de neutrons incorporés selon la présente invention. Cet ensemble comporte un bottier allongé 36 destiné à déplacer le fluide modérateur et constitué d'une matière convenable, telle par exemple que le zirconium (ainsi que lton y reviendra ci-après), ce bottier présentant dans la forme de réalisation considérée une section de contour cruciforme avec des portions incurvées 37 conformées de manière à épouser pratiquement les rayons de courbure des angles des canaux adjacents 31 des groupes de cartouches de combustible, ainsi qu'il est bien visible sur la figure 4, ce qui assure un positionnement bien déterminé du bottier 36 entre les groupes de cartouches de combustible. la bottier 36 est percé dtune pluralité de passages ou de trots d'orientation longitudinale qui sont destinés à recevoir les détecteurs de neutrons, et qui incluent en particulier un passage central 38 et des passages extérieurs 39 (1) à 39 (4). la passage central 38 reçoit un détecteur de neutrons 41 qui est attaché à un cible flexible 42 (lequel inclut des conducteurs appropriés à la transmission des signaux du détecteur), cible grace auquel le détecteur 41 peut etre engagé dans et retiré du passage 38 (grace à des moyens de commande non représentés), ce qui permet d'utiliser ce détecteur 41 comme "éprouvette traversante" afin de recueillir des informations permettant d'établir le profil axial complet du flux de neutrons Chacun des passages 39 (1) à 39 (4) est conçu pour recevoir un détecteur de neutrons fixe incorporé. Ainsi que le montre la figure 3B, chacun de ces passages 39 (1) à 39 (4) contient l'un des détecteurs fixes 43 (1) à 43 (4), lesquels sont placés à des niveaux ou positions axiales différents. Des cibles conducteurs pour la transmission des signaux des détecteurs (non représentés sur le dessin) raccordent ces divers détecteurs 43 (1) à 43-(4) à un équipement approprié pour le traitement de ces signaux, tel par exemple que celui décrit dans le brevet USA précité nO 3.565.760.Les passages 38 et 39 (1) à 39 (4) peuvent être obtures au sommet de l'or- gane 36 par des bouchons 44 (ou par d'autres moyens appropriés), afin d'empêcher la pénètration du fluide réfrigérant dans ces passages. Les figures 4 et 5 des dessins illustrent l'aptitude du dispositif de l' invention à réduire l'amplitude et le gradient (ou la pente de variation dans l'espace) du flux de neutrons au voisinage des détecteurs incorporés dans l'intervalle de circulation dleau 33. La figure 4 représente à plus grande échelle et en vue en plan un détail du c coeur du réacteur montrant le groupe 29 de détecteurs de neutrons inséré entre les angles de quatre groupes adjacents de cartouches de combustible 13.Sur la figure 5 (qui illustre les variations du flux de neutrons le long de la ligne 5-5 de la figure 4 dans l'hypothèse où les barres de comnande adjacentes sont entièrement retirées), les lignes en traits mixtes 50 désignent les bords extérieurs des groupes adjacents des cartouches de combustible, les lignes 46, les centres de ces groupes adjacents de cartouches de combustible , les lignes 47, les bords de ces mes groupes qui délimitent l'intervalle de circulation d'eau 33, et la ligne 48 le centre de cet intervalle 33.Afin d'illustrer l'effet en valeur relative du dispositif de l'invention sur le flux de neutrons thermiques dans l'intervalle 33 au voisinage des détecteurs de neutrons, le flux de neutrons thermiques est pris conventionnellement commue niveau unité au droit des lignes 46 {c'est-d-dire au centre des groupes de cartouches de combustible). La courbe en traits interrompus 49 illustre l'état de la technique, dans lequel, en l'absence du dispositif de la présente invention, le fluide modérateur n'est pas déplacé au voisinage des détecteurs de neutrons. En pareil cas, l'amplitude calculée du flux de neutrons thermiques non perturbé au centre de 1' intervalle de circulation d'eau 33 est supérieur à trois fois la valeur de ce f lux au centre du groupe de cartouches de combustible . On remarquera également le fait que le gradient de ce flux non perturbé est très prononcé dans l'intervalle 33, ce qui rend particulierement critique la mise en place des détecteurs dans l'intervalle de circulation du fluide modérateur. La courbe en trait plein 51 représente les variations calcu lées du flux de neutrons thermiques non perturbé le long de la ligne 5-5 et à travers le passage central 38, tellesqulelles obtenuesen recourant au dispositif de 1' invention. La pointe du flux non perturbé est alors réduite de moitié environ, et le gradient du flux dans 1' intervalle 33 est fortement abaissé (en d'autres termes, le flux est "aplani"). La réduction d'amplitude et l'aplanissement du flux de neutrons au droit des passages 39 (1) à 39 (4) est similaire qualitativement, ce qui fait que le flux des neutrons thermiques qui est "vu" par les détecteurs est beaucoup plus proche du flux moyen de neutrons thermiques dans les groupes de cartouches de combustible en sorte que la sensibilité des détecteurs à leur position radiale se trouve grandement réduite. Une importante particulière s' attache au choix de la matière constitutive de l'organe 36 constituant le bottier déplaçant le fluide mKdérateur. Du fait que cette matière a pour rible de déplacer le fluide modérateur afin d'abaisser llaffaiblissenent des neutrons au voisinage des détecteurs, sa propre aptitude à modérer les neutrons doit entre faible ; en d'autres termes, cette matière devrait etre pratiquement "transparente" aux neutrons rapides.En outre, cette matière doit etre appropriée à un usage dans l'eau à haute température et dans un environnement de flux élevé de neutrons et de rayons gamoea qui règne dans le coeur du réacteur nuclé aire Il est plus précisément désirable que le pouvoir de modération ou de "ralentissement" de la matière, pouvoir qui peut etre défini par l'expression soit faible, i étant le décrément logarithmique yen d'énergie par collision de neutrons et Ss étant la section de diffusion macroscopique de la matière pour les neutrons rapides. Pareillement, la section d'absorption macroscopique pour les neutrons thermiques a doit être réduite. la tableau I annexé, reproduit une liste de matières utilisables avec leurs valeurs de t i 2 s et de :E a I1 faut toutefois remarquer que le choix d'une matière ccnvenable pour la réalisation de l'organe 36 n'est pas restreint à celles qui sont portées sur le tableau, ni à l'emploi d'un élément pur, mais que bien au contraire cette matière peut étre aussi constituée par un mélange, par un alliage, par un compound pour lesquels les valeurs de t i. et de Sa soient canvenablement réduites. De telles matières, telles que le zinc, sont généralement utilisables seulement sous la forme d'alliage De même, certaines matières demandent à etre protégées par un revetement convenable pour etre utilisées dans l'environnement du coeur du réacteur nucléaire, l'organe 36 pouvant 8tre formé par un composé de deux ou de plusieurs matières. Par exemple, le cuivre peut etre revêtu de chrome et le magnésium peut être recouvert d'une feuille d'acier inoxydable. Si la section de contour cruciforme de l'organe 36 de déplacement du fluide modérateur des figures 3A, 3B et 4 est avantageuse du fait qu'elle procure des surfaces propres à coopérer avec les groupes adjacents de cartouches de combustible , d'autres formes de section n'en peuvent pas moins entre utilisées. C'est ainsi, par exemple, que la figure 6 des dessins illustre un autre organe 36' de déplacement du fluide modérateur qui présente une section de contour carré, tandis que la figure 7 illustre un autre organe 36" de déplacement du fluide modérateur qui présente une section de contour circulaire. las dimensions de section de l'organe de déplacement du fluide modérateur doivent etre sensiblement inférieures à l'inverse de son pouvoir de ralentissement pour les neutrons rapides, et sensiblement inférieures au libre parcours moyen pour les neutrons thermiques, pour que le flux au voisinage des détecteurs soit pratiquement aplani. Bien entendu, dans un coeur donné de réacteur nucléaire, les dimensions de section de l'organe de déplacement du fluide modérateur sont limitées par l'espace disponible entre les groupes de cartouches de combustible tel qu'il est délimité par la largeur de 1' intervalle 33. Dans un exemple connu de coeur de réacteur, 1 intervalle 33 possede une largeur d'environ 0,955-er, qui entraine une dimension de diagonale D d'angle à angle (figure 7) d'environ 2,5 cm soit une longueur de diffusion thermique. Un organe 36" de déplacement du fluide modérateur tel que celui de la figure 8 peut, pour entre incorporé à un tel coeur de réacteur, posséder un diamètre d'environ 21,8 mm et comporter des passages ou trous de logement de détecteurs38 et 39 (i) à 39 (4) d'environ 6,35 mm de diamètre avec un espacement d de centre à centre d'environ 9,65 infra. Avec la section de contour cruciforme de la figure 3A, l'aire de la section peut etre accrue en allongeant les bras. Toutefois, une aire de section excessive (produisant un excès de déplacement du fluide modérateur) aurait pour résultat un abaissement de la capacité générale de modération et de l'économie neutronique du coeur du réacteur. A titre de compromis pratique, on pourra choisir des dimensions de section de l'organe de déplacement du fluide modérateur destiné à être utilisé dans l'espace disponible entre les groupes de cartouches de combustible qui seront susceptibles d'aplanir pratiquement le flux des neutrons thermiques (courbe 51 de -la figure 5) tout en n'exerçant qu'un effet mineur sur l'économie neutronique de ce coeur de réacteur. Dans le cas d'un groupe de détecteurs de neutrons incorporés n'incluant pas de passage pour une éprouvette traversante, il n'est pas nécessaire, dans la mise en oeuvre de l'invention, que la ma- tière de déplacement du fluide modérateur s'étende de façon continue depuis le bas jusqu' au haut du coeur du réacteur. Il est suffisant que chaque détecteur fixe incorporé scit convenablement entouré par la matière de déplacement du fluide modérateur. Une telle forme de réalisation de l'invention est illustrée par les figures 8A et 8B des dessins.Comme le repr6sentent-ces figures, chacun des détecteurs incorporés 93 (1) à 93 (4) est supporté dans et entouré par l'un de plusieurs organes espacés de déplacement du fluide modérateur 96 (1) à 96 (4). Bien que cela ne soit pas nécessaire, mais pour la commodité de la fabrication, chacun des organes 96 (1) à 96 (4) peut entre percé de trous de réception de détecteurs 99 (1) à 99 (4). las trous supplémentaires percés en ces organes constituent alors des moyens de passage commodes pour les conducteurs de transmission des signaux à partir des détecteurs, tels par exemple qu'un conducteur 95 partant du détecteur 93 (4) qui s'engage à travers les trous 99 (4) des organes 96 (2) et 96 (3). las organes de déplacement du fluide modérateur 96 (1) à 96 (4) peuvent etre fixés à et supportés avec un oertain espace ment axial par des moyens convenables tels par exemple qu un organe de support 97 à paroi mince, Cet organe de support 97 peut etre constitué avec une pluralité d'ouvertures ou de trous 98 pour permettre la circulation du fluide réfrigérant et modérateur entre les organes de déplacement du fluide modérateur 96 (1) à 96 (4). Tandis que l'organe de support 97 et les organes de déplacement du fluide modérateur 96 (1) à 96 (4) sont représentés sur les figures 8A et 8B comme possédant une section de contour circulaire, ils pourraient tout aussi bien être formés avec d'autres contours de section, tels par exemple que des contours cruciformes, carrés, etc, le dispositif détecteur de neutrons incorporable selon l'invent ion qui vient d 'etre décrit ci-dessus et qui peut hêtre utilisé dans un coeur de réacteur nucléaire modéré par fluide permet ainsi de disposer les détecteurs de neutrons et d'obtenir un d éplacement du fluide modérateur au voisinage de ces détecteurs tel que soient obtenus une atténuation et un aplanissement du flux de neutrons thermiques au voisinage de ces détecteurs. TABLEAU I ELEMENT (cm-1) in (cm~ 1) Niobium 0,00594 0,611 Aluminium 0,00608 0,0139 Zinc 0,00718 0,0696 Zirconium 0,00747 0,00772 Molybdène 0,00927 0,160 Titane 0,00939 0,320 Chrome 0,00949 0,241 r-gnés ium 0,0124 0,00271 Vanadium 0,0138 0,362 Cuivre 0,0190 0,313 Fer 0,0330 0,215 Nickel 0,0538 0,420 - REVENDICATIONS 1 - Dispositif détecteur de neutrcns incorporable dans un coeur de réacteur nucléaire à neutrons thermiques avec fluide mo dérateul, caractérisé par le fait qu'il comprend un détecter de neutrons placé dans le coeur du réacteur au sein du combustible et du fluide modérateur, et un organe déplaçant le fluide modérateur qui entoure pratiquement ce détecteur afin d'affaiblir et d'aplanir le flux de neutrons thermiques dans son voisinage, cet organe étant réalisé en une matière présentant une faible aptitude à modérer les neutrons et une section réduite pour l'absorption de ceuxci. 2 - Dispositif détecteur de neutrons selon la revendication 1, et incorporé dans un coeur de réacteur nucléaire incluant une pluralité de groupes de cartouches de combustible présentant des sections de contour approximativement carré, ces groupes de cartouches de combustible étant disposés avec un certain espacement relatif de manière à délimiter entre eux des intervalles de circulation du fluide modérateur, caractérisé par le fait que l'organe de déplacement du fluide modérateur est de conformation allongée et est pratiquement massif, et qu'il est conçu pour etre placé dans le coeur du réacteur entre les angles de quatre groupes adjacents de cartouches de combustible, ceci afin de déplacer appréciablement le fluide modérateur dans l'intervalle délimité par lesdits angles de ces groupes adjacents de cartouches de combustible, et par le fait que cet organe de déplacement du fluide modérateur est percé au moins un passage longitudinal pour servir de logement à un dé tectelr de neutrons. 3 - Dispositif détecteur de neutrons selon la revendication 2, caractérisé par le fait que l'organe de déplacement du fluide modérateur possède une section de contour cruciforme, ou de contour sensiblement carré, ou de contour sensiblement circulaire. 4 - Dispositif détecteur de neutrons selon la revendication 3, caractérisé par le fait que l'organe de déplacement du fluide modérateur comporte des surfaces incurvées entre des bras adjacents dudit contour cruciforme. 5 - Dispositif détecteur de neutrons selon l'une quelconque des revendications 2 à 4, caractérisé par le fait que l'organe de déplacement du fluide modérateur est percé d'une pluralité de passages d!orientation longitudinale destinés à recevoir respectivement des détecteurs de neutrons placés en des positions longitudi nalement espacées et prédéterminées dans lesdits passages. 6 - Dispositif détecteur de neutrons selon la revendicaticn 5, caractérisé par le fait que l'organe de déplacement du fluide modérateur est en outre percé d'un passage central d'orientation longitudinale destiné à recevoir un détecteur de neutrof susceptible dTy outre engagé à volonté et conçu pour se déplacer sur toute la Longueur de ce passage central. 7 - Dispositif détecteur de neutrons selon l'une quelconque des revendications 2 à 6, caractérisé par le fait qu'il inclut en outre des mcyens pour empêcher le fluide modérateur de pénétrer dans lesdits passages. 8 - Dispositif détecteur de neutrons selon l'une quelconque des revendications 2 à 7, caractérisé par le fait que 11 organe de déplacement du fluide modérateur est constitué d'une pluralité d'éléments distincts de déplacement du fluide mis en place dans l'intervalle considéré. 9 - Dispositif détecteur de neutrons selon l'une quelconque des revendications 1 à 8, caractérisé par le fait que l'organe de déplacement du fluide modérateur est constitué en une matière choi s ie dans le groupe incluant le zirconium, le niobium, 1' aluminium, le molybdène, le titane, le chrome, et les alliages de ces éléments.