Brevet FR2483671A1 — publié le 19811204

L'invention concerne un procédé et un dispositif de surveillance du coeur d'un reacteur nucleaire en cours de fonctionnement. On connaît des réacteurs nucléaires dont le coeur est constitué par un ensemble d'assemblages d'éléments combustibles disposés à l'intérieur dune cuve résistant à la pression dans laquelle circule un fluide de refroidissement. Ce fluide de refroidissement est généralement de l'eau qui peut être sous haute pression et qui circule dans la cuve en contact avec les assemblages combustibles constituant le coeur du réacteur pour extraire la chaleur fournie par ces assemblages. Cette eau sous pression est ensuite envoyée dans des générateurs de vapeur où elle cède une partie de ses calories à de 11 eau alimentaire qui est transformée en vapeur. Un tel réacteur à eau sous pression a été décrit par exemple dans le brevet franqais 2.081.077 de la Société FRANATOME. Dans ce brevet, est décrite et revendiquée une installation de mesure et de contrôle permettant en particulier de déterminer l'intensité du flux neutronique à différents endroits du coeur du réacteur, entre les assemblages combustibles ou à l'intérieur de ces assemblages. Une telle installation de mesure et de contrôle comporte un ensemble de tubes-guides dtinstrumentation étanches traversant le fond de la cuve à l'intérieur de conduits qui permettent de réaliser un passage étanche des tubes-guides vers le coeur du réacteur, à l'intérieur de la cuve sous pression. Lorsque le réacteur est en fonctionnement, une des extrémités des tubes-guides qui est fermée se trouve au niveau supérieur du coeur du réacteur, alors que l'autre extrémité du tube-guide qui est ouverte débouche au niveau de la salle dtinstrumentation où l'on effectue le recueil et ltenre- gistrement des mesures. Des dispositifs de mesure constitués par des détecteurs solidaires de fils conducteurs de grande longueur peuvent être introduits dans les tubes-guides d'ulstrumentation et déplacés dans le tube-guide jusqu'au moment où le détecteur est arrivé en position de mesure, au niveau du coeur du réacteur. Pendant le fonctionnement normal du réacteur, le fluide primaire constitué par de l'eau est à une pression sensiblement égale à 155 bars et à une température de tordre de 3200G, au niveau du coeur. La pression de l'eau primaire est maintenue constamment à cette valeur par l'action d'un pressuriseur qui fonctionne par chauffage ou aspersion dteau froide. Lorsqu'on veut arreter le réacteur pour une phase de recharge ment en combustible, on doit tout d'abord diminuer la pression et la température de liteau, en particulier en utilisant les dispositifs d'aspersion du pressuriseur, jusqu'à ce que la pression et la température de cette eau primaire soient suffisamment basses pour qu'on puisse ouvrir le couvercle de la cuve du réacteur. Pendant ces opérations, qu'oui appelle opérations de dépressurisation du réacteur, la pression de l'eau primaire diminue depuis 155 bars jusqu'à la pression de ltenceinte de confinement cependant que la tempéra- ture passe de 3200C à une température voisine de 600. La durée de ces opérations de dépressurisation est voisine de 20 heures. Pendant le fonctionnement normal du réacteur et pendant les opérations de dépressurisation de ce réacteur, il peut intervenir différents phénomènes aléatoires qu'il est bon de détecter et d'identifier très rapidement après leur apparition. Ges phénomènes peuvent être par exemple la rupture de crayons combustibles, ltébullition localisée de l'eau de refroidissement sur certains crayons, le frottement des barres de contrôle lors de leur mouvement dans le coeur du réacteur, des mouvements vibratoires des structures internes ou des chocs de corps étrangers entrainés par le fluide primaire en circulation. Dtautre part, il peut se produire, dans le cas d'avaries sur le circuit primaire dans lequel circule l'eau sous pression, une baisse du niveau d'eau dans la cuve du réacteur, cette baisse de niveau devant être compensée par injection d'eau grace à des circuits de sécurité. Cependant, le remplissage de la cuve peut être gêné ou empêché par la présence sous le couvercle de la cuve d'une bulle d'hydrogène formée par radiolyse de l'eau ou réaction chimique avec certains matériaux portés à haute température. Il est donc nécessaire, lors de ce genre d'accident, de pouvoir connaître le niveau d'eau dans la cuve pour contrôler son évolution. Des méthodes de contrôle et de détection de ces phénomènes ont dé jè été proposées. C'est ainsi, que pour détecter les ruptures de gaine des crayons combustibles, cette rupture s'accompagnant d"une sortie de produit de fission dans le fluide de refroidissement, on a déjà proposé d'analyser la teneur du fluide de refroidissement en produit de fission. Cependant, la détermination de ltendroit précis où s'est produite la rupture ne peut se faire que lors des opérations de rechargement des réacteurs, par exemple par une méthode de détection des ondes acoustiques émises lors de la fuite des gaz contenus dans les crayons, par les fissures du gainage. Cette méthode est nécessairement mise en oeuvre en dehors de la cuve du réacteur, soit dans la piscine du réacteur, soit dans la piscine du combustible et en conséquence on né peut la mettre en oeuvre pour effectuer la surveillance du réacteur en cours de fonctionnement. Pour la détection des vibrations d'un élément de structure, on a proposé une méthode mettant en oeuvre des accéléromètres placés au contact de la structure à surveiller. De tels accéléromutres ne peuvent évidemment fonctionner dans les conditions régnant dans la cuve du réacteur en service si bien qu'on ne peut donc pas les utiliser pour la surveillance du coeur du réacteur en fonctionnement. Pour la surveillance en fonctionnement dun reacteur nucléaire on a proposé d'utiliser des capteurs ondes acoustiques placés sur la paroi de la cuve du réacteur et à l'extérieur de celle-ci. Cette méthode permet en particulier de détecter les impacts sur cette paroi de corps migrants dans le fluide primaire. En utilisant plusieurs capteurs disposés sur la cuve du réacteur, on peut déterminer la zone d'impact par mesure de la différence de temps de parcours de l'onde acoustique créée au moment de l'impact jusqu'aux différents capteurs. Dtautre part on connaît également des méthodes permettant dtiden- tif ver le phénomène ayant provoqué l'onde acoustique par comparaison, après élimination des bruits de fond et autre signaux parasites, de la fréquence de l'onde perçue avec des gammes de fréquence établies lors d'étalonnages préalables. Cependant, dans ltapplication de ces méthodes à la surveillance du coeur d'un réacteur nucléaire, on a toujours été gêné par le fait que les capteurs étaient placés contre la paroi de la cuve qu'on utilise comme guide d'onde, si bien que les signaux transmis sont difficilement exploitables lorsqu'ils proviennent dune source éloignée de la paroi de la cuve. Le but de l'invention est donc de proposer un procédé de surveillance du coeur d'un réacteur nucléaire en cours de fonctionnement, ce coeur étant constitué par un ensemble d'assemblages combustibles disposés a ltin- térieur d'une cuve résistant à la pression dans laquelle circule un fluide de refroidissement, cependant que des tubes-guides d'instrumentation étan ches traversent la paroi de la cuve et pénètrent à l'intérieur du coeur pour permettre le passage de moyens de mesure vers le coeur du réacteur, ce procédé de surveillance permettant d'identifier et de localiser parfaitement tout phénomène anormal se produisant dans le coeur du réacteur nucléaire en fonctionnement. Dans ce but, on associe à 1'un au moins des tubes-guides un dis- positif de détection de signaux acoustiques, on capte les signaux acoustiques en provenance du coeur du réacteur grâce aux dispositifs de détection et on exploite les signaux captés pour la surveillance du réacteur. Afin de bien faire comprendre l'invention on va maintenant décrire à titre d'exemples non limitatifs, en se référant aux figures jointes en annexe, plusieurs modes de réalisation du procédé suivant l'invention, dans le cas de la surveillance d'un réacteur nucléaire à eau sous pression pendant son fonctionnement. La figure 1 représente dans une vue en élévation avec coupe par-. tielle, une partie du coeur d'un réacteur nucléaire à eau sous pression et le dispositif d'instrumentation permettant de réaliser des mesures au niveau du coeur de ce réacteur. La figure 2 représente, de façon schématique, la chaine d'exploitation des signaux acoustiques reçus par un capteur associé à un tube-guide d'instrumentation d'un réacteur nucléaire à eau sous pression. Sur la figure 1 on voit une portion de la paroi 1 de la cuve d'un réacteur nucléaire, au niveau du fond de cuve, traversée par une pièce de raccord 2 traversant le fond de cuve et soudée sur celui-ci. Le coeur du réacteur est constitué par un ensemble d'assemblages combustibles tel que 3 disposé en position verticale sur une plaque support de coeur 4. Entre la plaque support de coeur 4 et le fond de cuve 1 sont disposés les équipements internes inférieurs du reacteur 5. Le dispositif dtinstrumentation du coeur du réacteur est constitué par un ensemble de tubes-guidesd'instrumentation tel que 7 également appelés "doigts de gant" fermés à leur extrémité 8 pénétrant dans les tubes d'instrumentation 9 des assemblages combustibles 3. Sur la figure 1, le tube-guide d'instrumentation 7 a été représenté dans sa position en service où il permet d'effectuer des mesures de flux neutronique à l'intérieur d'un assemblage combustible. Pour cela, un détecteur de flux neutronique dispose à l'extrémité dun câble peut être amené au niveau du coeur d'un réacteur, à l'intérieur du tube-guide 7 par poussée sur le câble. Ce détecteur de flux neutronique peut évidemment être disposé à une hauteur quelconque à l'intérieur du tube d'instrumentation de l'assemblage combustible. Lors des rechargements du réacteur nucléaire, les tubes-guides d'instrumentation doivent être éloignés de la zone occupée par le coeur du réacteur dans laquelle on effectue le rechargement des assemblages combustibles. Pour cela on exerce une traction sur l'extrémité du tube d'instru- mentation 7 disposé à l'extérieur de la cuve, si bien que le tube 7 coulisse à l'intérieur du tube de guidage 10 fixé par soudage sur la pièce de jonction 2, lorsque le dispositif de fixation et d'étanchéité il a été desserré. En effet, le tube 10 dans lequel coulisse le tube-guide 7 est relié à un ensemble comportant un dispositif d'étanchéité haute pression 11, un dispositif d'étanchéité basse pression 12 et un dispositif de purge 13. Grâce au dispositif 11, l'étanchéité entre le prolongement du tube de guidage 10 et le tube-guide 7 est assurée lorsque le tube-guide 7 est en position de service, la cuve étant remplie d'eau sous pression. L'ensemble du tube 10 et de son prolongement 14 sur lequel sont montés les dispositifs d'étanchéité et de purge comporte un passage à sa partie centrale pour le tube guide 7 dont le parcours jusqu'à la salle de mesure du réacteur effectue dans le tube 10. L'ensemble des éléments 11, 12, 13 et 14 se trouve dans la salle de mesure au voisinage de la cuve du réacteur. Lorsque l'intérieur de la cuve est dépressurisé, le dispositif d'étanchéité et de fixation 11 peut être desserré et le tube-guide 7 déplacé à l'intérieur du tube de guidage 10 jusqu'au moment où sa partie termi 8 nale/se trouve en dehors de la région du coeur du réacteur. Pendant les opérations de retrait des tubes-guides, l'étanchéité est assurée par le dispositif 12. Un capteur d'émission acoustique 15 est d'autre part fixé à l'intérieur de la pièce 14 prolongeant le tube 10 entre les dispositifs 11 et 12 de façon que ce capteur soit en contact avec la surface extérieure du tube-guide 7 traversant la pièce 14 à sa partie centrale. Le capteur 15 peut aussi être fixé en avant de la pièce 14. La description de l'instrumentation du du réacteur a été faite pour un seul tube-guide associé à un seul assemblage combustible mais en réalité pour effectuer des mesures dans le coeur du réacteur il existe un grand nombre de tubes-guides et de dispositifs d'instrumentation identiques à ceux qui ont été décrits, traversant le fond de la cuve du réacteur. Dans les centrales nucléaires à eau sous pression construites actuellement, on utilise 50 dispositifs identiques à celui représenté à la figure 1 pour effectuer les mesures de flux neutronique dans le coeur du réacteur. Pour la mise en oeuvre du procédé de surveillance suivant l,n- vention, il faut donc associer à chacun des tubes-guides faisant partie de cette instrumentation un capteur d'émission acoustique identique au capteur 15. Ainsi qu'il est visible à la figure 2 chacun de ces capteurs 15 pourra être relié à l'intérieur d'une salle de contrôle, par l'intermédiaire d'un conducteur 17, à une chaine de mesure et d'enregistrement comportant un pré-amplificateur 18, une série de filtres 19, un amplificateur 20, un calculateur 21 et un enregistreur 22. Pendant le fonctionnement du réacteur chacun des capteurs 15 recevant une émission acoustique en provenance de la zone du coeur dans laquelle pénètre le tube-guide d'instrumentation correspondant 7 fournira un signal électrique qui peut être traité pour l'identification et la localisation du phénomène à l'origine du signal acoustique. En particulier la localisation précise du phénomène peut être réalisée par une mesure du décalage temporel entre l'apparition des signaux sur les différents capteurs ou par une mesure de la variation de l'amplitu- de des signaux en fonction de la distance parcourue dans le fluide de refroidissement jusqu'au tube-guide 7 ayant permis de guider tonde acoustique jusqu'au capteur 15. Du fait que les ondes sont captées sur un embout d'une pièce métallique qui pénètre à l'intérieur du coeur, la localisation peut être effectuée de façon beaucoup plus précise qu'avec les méthodes de l'art antérieur où l'on utilisait des capteurs en contact avec la cuve sur sa paroi externe. L'identification des phénomènes à l'origine des signaux acoustiques et traduisant une anomalie de fonctionnement du réacteur se fait par des mesures comparatives de fréquence. Par exemple on sait que l'ébullition du fluide de refroidissement le long d'un crayon combustible se traduit par un signal acoustique d'une fréquence de l'ordre de 50 à 100 KHertz alors qu'une fréquence inférieure à 50 KHertz représente un signal d'usure des barres de commande. Les fréquences correspondant aux ruptures de gaine sont de l'ordre de quelques Mhertz et sont suivies de fréquences de l'ordre de 50 à 100 KHz correspondant à la sortie des gaz de fission. En effectuant une filtration des signaux pour déterminer le spectre de fréquence, il est donc possible de déterminer la cause des signaux acoustiques émis. Un premier mod de réalisation du procédé de surveillance suivant l'invention consiste donc à détecter et à analyser les signaux acoustiques transmis à des capteurs disposés en contact avec le tube-guide en salle de mesure. Un second mode de réalisation du procédé suivant l'invention consiste à faire parvenir des capteurs acoustiques mobiles Wltintérieur des tubes-guides d'instrumentation 7 jusque dans la zone du coeur du réacteur. Ce second mode de réalisation du procédé suivant lsinvention est particulièrement adapté au controle de niveau d'eau dans la cuve du réacteur, lorsqu'un accident sur le circuit primaire provoque une baisse du niveau d'eau et qu'on actionne les circuits dtinjection de sécurité pour compenser cette baisse de niveau. Un contrôle précis du niveau permet en particulier de détecter la présence d'une bulle d'hydrogène sous le couvercle de la cuve empêchant le remplissage par l'eau des circuits de sécurité. Lors dtun accident pouvant conduire à une injéctiondteau par les circuits de sécurité, il se produit une dépressurisation du-circuit primai re qui se traduit par une ébullition de l'eau dans la cuve. Cette ébullition met en jeu des phénomènes qui se produisent successivement a savoir, l'ébullition de l'eau sur les parois des crayons, le transport des bulles jusqu'à la surface libre de l'eau dans la cuve et lgé- clatement des bulles à la surface libre. Chacun de ces phénomènes peut être caractérisé par émission d'ondes acoustiques dans des domaines de fréquence différents mais seul l'éclatement des bulles à la surface libre peut être caractérisé par une émission acoustique contenue dans un domaine de fréquence pratiquement constant. Ce sont donc ces ondes qui sont captées lors de la mise en oeuvre de ce mode de réalisation particulier du procédé suivant l?invention, Pour envoyer un capteur à l'intérieur dun tube-guide on peut utiliser un câble à l'extrémité duquel est fixé le capteur et un tambour sur lequel est enroulé le cable pour provoquer les déplacements du capteur. Le capteur est relié, comme représenté à la figure 2, à un système d'acquisition de signaux permettant l'amplification de ces signaux et la sélection du domaine de fréquence correspondant à l'éclatement des bulles à la surface libre de l'eau dwans la cuve. Le dispositif de traitement des signaux comporte également un enregistreur 22 et un calculateur 21 qui permet à partir de la valeur connue de l'atténuation dans lteau du signal en fonction de sa fréquence, de déduire la hauteur d'eau restant au-dessus du niveau du capteur. On peut également, par déplacement du capteur dans le tube-guide, obtenir diverses mesures d'atténuation qutil est possible de comparer pour obtenir une mesure plus précise du niveau dans la cuve. Ce contrôle immédiat du niveau d'eau dans la cuve permet de vérifier immédiatement l'action des circuits d'injection de secours. Selon un troisième mode de réalisation du procédé suivant ltin- vention, il est possible d'utiliser ce procédé et le dispositif correspondant pour détecter les assemblages ayant des crayons combustibles comportant des fissures responsables de fuites. Contrairement aux méthodes connues antérieurement, le procédé suivant l'invention permet de réaliser ce controle dans la cuve elle-même, sur les assemblages en position dans le coeur du réacteur. En effet, peint la phase de dépressurisation du réacteur avant son arrêt, la baisse de pression dans la cuve provoque une augmentation du volume des gaz de fission présents dans les assemblages et cette augmentation de volume est très supérieure à la diminution de volume due à la baisse de température du fluide de refroidissement pendant la phase de dépressurisation. Des gaz de fission contenus dans des crayons combustibles dont la gaine présente une fissure sont alors éjectés dans la cuve du réacteur et cette éjection s'accompagne d'une émission d'onde acoustique qutil est possible de détecter par le procédé suivant l'invention. Dans ce mode de réalisation, on utilise généralement autant de capteurs acoustiques qutil existe de tubes-guides d'instrumentation et l'on envoie ces capteurs comme précédemment à l'intérieur des tubes-guides, sans contacts permanents avec ceux-ci, jusqu'au niveau du coeur du réacteur. Les signaux captés dont la fréquence correspond à la fréquence des signaux acoustiques émis par les bulles de gaz sortant par les fissures des crayons sont reçus par les capteurs disposés à proximité de l'assemblage présentant des crayons fissurés et l'on peut déterminer par une méthode de triangulation la localisation précise des assemblages présentant des crayons fissurés. Ce procédé de détection de crayons fissurés présente un grand avantage sur les procédés connus antérieurement qui étaient effectués dans la piscine de désactivation de la centrale, car ce repérage des assemblages défectueux se fait lors des opérations de dépressurisation, c'est-àdire en temps masqué. I1 en résulte donc un gain de temps dans les opérations de contrôle du combustible et un gain de disponibilité de la centrale. On voit donc que les avantages principaux du procédé et du dispositif selon l'invention sont de permettre de localiser de facon précise le lieu d'émission d'ondes acoustiques accompagnant certains phénomènes accidentels dans les réacteurs nucléaires, de pouvoir suivre l'évolution de certains paramètres, tels que le niveau d'eau dans la cuve du réacteur, en captant des ondes acoustiques d'une fréquence determinée, depuis un tube-guide d'instrumentation, à un certain niveau dans le coeur et de faire un repérage d'assemblages combustibles defectueux à l'intérieur de la cuve du réacteur, pendant la dépressurisation de cette cuve. Mais l'invention/se limite pas aux modes de réalisation qui ont été décrits, elle en comporte au contraire toutes les variantes. C'est ainsi que la disposition du capteur par rapport au tube-guide peut être variable, suivant les mesures qu'on veut effectuer. Dans le cas où l'on veut capter des ondes ultrasonores, il est préférable cependant que le capteur soit en contact direct avec le tubeguide, par exemple suivant la disposition décrite dans le premier mode de réalisation. Dans le cas où l'on capte des ondes dans le domaine sonore, ce capteur peut être placé à l'intérieur du tube-guide sans contact direct avec ce tube, une couche gazeuse étant interposée entre le capteur et le tube-guide. Pour la mise en oeuvre du procédé selon l'invention, on peut utiliser différents types de capteur d'ondes acoustiques, par exemple des capteurs piézo-électriques qui transforment les ondes acoustiques en signaux électriques qui peuvent être exploités par la chaine de mesure et d'exploitation de ces mesures. De plus, ces capteurs peuvent supporter des températures allant jusqu'à 3400C et une irradiation intense s'ils sont utilisés au voisinage du coeur du réacteur. Enfin, le procédé et le-dispositif suivant l'invention peuvent être utilisés non seulement dans les applications envisagées dans la description mais dans d'autres applications où la détection d'ondes acoustiques associées à un phénomène physique se produisant dans le réacteur permet de surveiller et de contrôler la marche de ce réacteur nucléaire. Le procédé et le dispositif suivant l'invention peuvent d'autre part être utilisés aussi bien dans le cas des réacteurs nucléaires à eau sous pression que dans le cas d'autres types de réacteur nucléaire à partir du moment où des tubes-guides d'instrumentation pénètrent à l'intérieur du coeur en traversant la paroi de la cuve dans laquelle est disposé le coeur de ce réacteur. REVENDICATIONS 1.- Procédé de surveillance du coeur dvun réacteur nucléaire en cours de fonctionnement, ce coeur étant constitué par un ensemble d'assemblages combustibles disposés à l'intérieur d'une cuve résistant à la pression dans laquelle circule un fluide de refroidissement, cependant que des tubes-guides d'instrumentation étanches traversent la paroi de la cuve et pénètrent à l'intérieur du coeur pour permettre le passage de moyens de mesure dans le coeur du réacteur, caractérisé par le fait qu'on associe à l'un au moins des tubes-guides (7), un dispositif de détection de signaux acoustiques (15), qu'on capte les signaux acoustiques en provenance du coeur du réacteur grâce au dispositif de détection (15) et qu'on exploite les signaux captés pour la surveillan- ce du coeur du réacteur. 2.- Procédé de surveillance du coeur d'un réacteur nucléaire suivant la revendication 1, caractérisé par le fait que le dispositif de détection des signaux acoustiques (15) est disposé au contact du tube guide (7), sur une partie de ce tube-guide (7) disposée constamment à l'extérieur de la cuve (1) du réacteur, les signaux acoustiques étant transmis par le tube-guide servant de guide d'ondes. 30- Procédé de surveillance du coeur d'un réacteur nucléaire-sui- vant la revendication 1, caractérisé par le fait que le dispositif de détection de signaux acoustiques (15) est mobile à l'intérieur du tube-guide (7) sans contact permanent avec celui-ci. 4.- Procédé de surveillance du coeur d'un réacteur nucléaire suivant la revendication 1, caractérise par le fait qu'on filtre les signaux captés de façon à ne trai- ter que les signaux ayant une fréquence voisine d'une certaine fréquence 5.- Procédé de surveillance du coeur d'un réacteur nucléaire suivant la revendication 4 dans le cas où, suite à un accident sur le circuit primaire, on injecte de l'eau par les circuits de secours du réacteur dans la cuve de celui-ci, caractérisé par le fait qu'on capte les signaux acoustiques correspondant à l'éclatement de bulles provoqué par-l'ébullition du fluide de refroidis- sement, à la surface libre de ce fluide de refroiaissement dans la cuve (1), pour surveiller le niveau de fluide de refroidissement dans la cuve du réacteur. 6.- Procédé de surveillance du coeur d'un réacteur nucléaire suivant la revendication 3, dans le cas où le réacteur est dans une phase de dépressurisation, caractérisé par le fait quton capte les signaux acoustiques correspondant à émission de bulles de gaz de fission dans le fluide de refroidissement, par les fissures des crayons combustibles des assemblages défectueux, en associant un capteur de signaux acoustiques (15) à chacun des tubes-guides (7) utilisés dans le réacteur et qu'on déduit des signaux reçus par les différents capteurs associés à chacun des tubes-guides la position des assemblages défectueux dans le coeur du réacteur. 7.- Procédé de surveillance du coeur d'un réacteur nucléaire suivant la revendication 1, caractérisé par le fait que des capteurs (15) sont associés à la totalité des tubes-guides (7) dtinstrumentation pénétrant dans le coeur du réacteur. 8.- Dispositif de surveillance du coeur d'un réacteur nucléaire en cours de fonctionnement, ce coeur étant constitué par un ensemble d'assemblages combustibles disposés à l'intérieur d'une cuve résistant à la pression dans laquelle circule un fluide de refroidissement, cependant que des tubes-guides d'instrumentation étanches traversent la paroi de la cuve et pénétrent à l'intérieur du coeur pour permettre le passage de moyensde mesure vers le coeur du réacteur, caractérisé par le fait qu'il comporte au moins un capteur (15) associé à au moins un des tubes-guides (7), ce capteur (15) étant relié à um chaine de mesure comportant au moins un moyen d'amplification (18-20), au moins un filtre de fréquence (19) et un calculateur (21) pour l'exploitation des signaux reçus par le capteur (15). 9. - Dispositif de surveillance du coeur d'un réacteur nucléaire suivant la revendication 8, caractérisé par le fait que le capteur (15) est en contact direçt avec le tube-guide (7) dans la partie du tube-guide (7) pénétrant à l'intérieur d'une salle de mesure disposée à proximité de la cuve (1) du réacteur nucléaire. 10.- Dispositif de surveillance du coeur d'un réacteur nucléaire suivant la revendication 8, caractérisé par le fait que le capteur est disposé à l'extrémité d'un câble enroulé sur un tambour pour son déplacement a' à l'intérieur du tube-guide (7) sans contact avec ce tube-guide (7).