Brevet FR2496322A1 — publié le 19820618

Réacteur à dérive spectrale mécanique. La présente invention se rapporte à une commande de réacteur par dérive spectrale et elle concerne plus précisément des moyens méca- niques pour commander un réacteur par dérive spectrale. Dans les réacteurs nucléaires caractéristiques, on ajuste la réactivité en modifiant la quantité de substances (poisons) d'absorption des neutrons dans le coeur du réacteur. D'une manière générale, on uti- lise des barres de commande qui absorbent les neutrons et on réalise cette fonction d'ajustement de la réactivité en modifiant le nombre et la posi- tion de ces barres de commande par rapport au coeur du réacteur. Outre des barres de commande, on peut utiliser des poisons consommables et des poisons dissous dans le fluide de refroidissement du réacteur afin d'ajus- ter la réactivité. Dans les constructions classiques de réacteurs à eau sous pres- sion, on prévoit au démarrage un excédent de réactivité dans le coeur du réacteur de sorte que, la réactivité diminuant au cours de la vie du coeur, cette réactivité en excès pourra être utilisée pour prolonger la durée de vie du coeur. Du fait qu'un excédent de réactivité est prévu dans le coeur du réacteur au début de la vie du coeur, une substance d'absorption des neutrons, telle que le bore soluble, doit être placée dans le coeur à ce moment-là afin de permettre un ajustement correct de cet excédent de réac- tivité. Au cours de la vie du coeur, au fur et à mesure que diminue la réactivité, la substance d'absorption des neutrons est retirée progressi- vement du coeur du réacteur, de sorte qu'on peut utiliser l'excédent ori- ginal de réactivité. Tandis que cette disposition fournit un moyen pour commander un réacteur nucléaire pendant une durée de vie prolongée du coeur, la substance d'absorption des neutrons utilisée pendant la durée de vie du coeur, absorbe les neutrons et élimine du coeur du réacteur un excédent de réactivité qui pourrait être utilisé, d'autre part, avec plus de profit comme, par exemple, dans la production de plutonium combustible. Ce procédé de réduction de la réactivité sans formation d'un produit utile a pour conséquence un appauvrissement en uranium avec un rendement plus faible et des coûts de combustible plus élevés que ceux que l'on pourrait obtenir par ailleurs.Dans un réacteur à dérive spectrale mécanique, on, pro- longe la durée de vie du coeur du réacteur sans supprimer l'excédent de réactivité au moyen d'une substance d'absorption des neutrons, ce qui per- met d'obtenir une durée de vie prolongée du coeur avec des coûts de com- bustible notablement inférieurs. Un procédé permettant d'obtenir une durée de vie prolongée du coeur tout en réduisant la quantité de substance d'absorption des neutrons dans le coeur du réacteur, consiste à utiliser la "commande par dérive spectrale". Dans ce procédé, on réduit l'excédent de réactivité (et donc la substance d'absorption des neutrons) en retirant une partie de l'eau de refroidissement du réacteur jusqu'à ce que, aptrès un certaini temps de fonc- tionnement du réacteur, le spectre des neutrons au début de la vie du coeur soit relativement dur. La dérive d'un spectre 'i uI vers un spectre "dur" a pour conséquence qu'un plus grand nelmbre de neutrons sont consommés de manière utile par l 'uraniumi 238 plutôt que par des poisons. Au fur et à mse ue diminue la réact i i îtO, de es-î) mesure que diminue la réactivrité. de Pau es; ajoutée progressivement de manière à maintenir un niveau correct de réactivité du coeur du réacteur. On peut donc conmmander le réacteur sans utiliser de substance d'absorption des neutrons et sans utiliser un excédent de réactivité au démarrage, ce qui a pour conséquence des économies significatives de coot de l'uranium combustible. La production supplémentaire de plutonium réduit également les besoins d'enrichissement en uranium 235. La présente invention a pour objet principal de fournir un mon- tage de barres de commande et de barres de déplacement d'eau afin d'ajus- ter la modération du coeur du réacteur de manière à réduire les coûts d'uranium combustible et à prolonger la durée de vie du coeur du réac- teur. Afin de réaliser cet objet, la présente invention consiste en un réacteur nucléaire à eau sous pression comportant un coeur réactif enfermé dans une cuve, ce coeur comprenant plusieurs assemblages com- bustibles nucléaires placés côte à côte et pouvant recevoir des éléments de commande du réacteur. Ce réacteur nucléaire est caractérisé en ce que des éléments de commande de déplacement d'eau sont associés à certains des assemblages et en ce que des barres de commande d'absorption des neutrons sont associées à certains autres des assemblages afin d'ajuster la réacti- vité du coeur. La présente invention sera bien comprise à la lecture de la des- cription suivante faite en relation avec les dessins ci-joints, dans les- quels: - la figure 1 est une vue en coupe verticale de la cuve du réac- teur; - la figure 2 est une vue en coupe verticaledela partie supé- rieure de l'assemblage combustible; - la figure 3 est une vue en coupe verticale de la partie infé- rieure de l'assemblage combustible; - la figure 4 est une vue en perspective des barres de déplace- ment et de leur assemblage combustible respectif; - la figure 5 est une vue en coupe verticale delastructure de guidage des barres de déplacement; - la figure 6 est une vue en coupe suivant le plan de coupe VI-VI de la figure 5 - la figure 7 est une vue schématique représentant un quart de coeur du réacteur; - la figure 8 est une vue à plus grande échelle d'une partie du quart de coeur de la figure 7; - la figure 9 est une vue à plus grande échelle d'une autre partie du quart de coeur de la figure 7; - la figure 10 est une vue schématique en coupe d'un assemblage combustible caractéristique; et - la figure Il est une vue schématique représentant une coupe du coeur. Dans le fonctionnement d'un réacteur industriel à eau sous pres- sion, il est souhaitable de pouvoir prolonger la durée de vie du coeur du réacteur afin d'utiliser au mieux l'uranium combustible et, de ce fait, réduire les coûts de combustible. La présente invention fournit un moyen pour prolonger la durée de vie du coeur du réacteur en ajustant la modé- ration du coeur. On se reportera à la figure 1. Le réacteur nucléaire est repéré par la référence générale 20 et il comprend une cuve 22 à la partie supé- rieure de laquelle est fixée une tête amovible 24 de fermeture. Une tubu- lure 26 d'entrée et une tubulure 28 de sortie sont reliées à la cuve 22 du réacteur pour permettre la circulation d'un fluide de refroidissement, tel que de l'eau, dans la cuve 22 du réacteur. Une plaque 30 faisant par- tie du coeur,-disposée à la partie inférieure de la cuve 22 du réacteur, sert à supporter les assemblages combustibles 32. Ces derniers sont pla- cés dans la cuve 22 du réacteur dont ils constituent le coeur 34. Comme il est bien connu de l'homme de l'art, les assemblages combustibles 32 produisent de la chaleur par fission nucléaire de l'uranium qu'ils con- tiennent. Le fluide de refroidissement du réacteur traversant la cuve 22 du réacteur en vue d'un échange de chaleur avecles assemblages combusti- bles 32 transmet la chaleur des assemblages combustibles 32 à un appa- reillage électrogène situé à une certaine distance du réacteur nucléaire 20. Plusieurs mécanismes 36 de translation des barres de commande, qui peuvent être choisis parmi ceux qui sont bien connus de l'homme de l'art, sont montés sur la tête 24 de fermeture pour permettre de plonger les bar- res de commande (non représentées) dans les assemblages combustibles 32 ou les en retirer. En outre, plusieurs mécanismes 38 de translation des barres de déplacement sont montés également sur la tête 24 de fermeture pour per- mettre de plonger ces barres 40 de déplacement dans les assemblages combus- tibles 32 ou les en retirer. Ces mécanismes 38 de translation des barres de déplacement peuvent être analogues à celui qui est décrit dans la de- mande de brevet américain n0 217 055. Pour la clarté de l'illustration, seules quelques barres 40 de déplacement sélectionnées sont représentées à la figure 1. Il est bien entendu, cependant, que le nombre de barres 40 de déplacement est choisi de manière à correspondre au nombre de tubes de guidage des barres de déplacement dans les assemblages combustibles 32. Plusieurs structures 42 de guidage des barres de déplacement sont situées dans la partie supérieure de la cuve 22 du réacteur, chacune de ces struc- tures se trouvant dans l'alignement d'un mécanisme 38 de translation des barres de déplacement, afin de guider le mouvement de ces barres 40 de dé- placement dans la partie supérieure de la cuve 22 du réacteur. Une calan- dre 44 peut être prévue entre les assemblages combustibles 32 et les struc- tures 42 de guidage des barres de déplacement; cette calandre comprend plusieurs tubes creux en acier inoxydable disposés dans le prolongement linéaire de chaque barre de déplacement et de chaque barre de commande afin d'assurer le guidage de chacune de ces différentes barres dans la ré- gion de la calandre et réduire au minimum les vibrations provoquées dans ces barres par l'écoulement du fluide de refroidissement. On se reportera maintenant aux figures 2 à-4. Les assemblages combustibles 32 comprennent des éléments combustibles 48, des sommiers 50, une tubulure inférieure 52, une tubulure supérieure 54 et des tubes 56 de guidage. Les éléments combustibles 48 peuvent être constitués de tubes mé- talliques cylindriques allongés qui contiennent des pastilles de combusti- ble nucléaire et dont les deux extrémités sont scellées par des bouchons d'extrémité. Les éléments combustibles 48 peuvent être disposés en un ré- seau sensiblement carré de 20 x 20 éléments et ils sont maintenus en place par des sommiers 50. Les tubes 56 de guidage, qui peuvent être au nombre de 25, sont disposés en un réseau de 5 x 5 dans chaque assemblage combus- tible 32. Chaque tube 56 de guidage occupe l'espace d'environ quatre élé- ments combustibles 48 et se prolonge depuis la tubulure inférieure 52 jusqu'à la tubulure supérieure 54 et fournit un moyen de support des som- miers 50, de la tubulure supérieure 54 et de la tubulure inférieure 52. Les tubes 56 de guidage peuvent être constitués de tubes métalliques cy- lindriques creux fabriqués en Zircaloy et pouvant contenir des barres telles que des barres 40 de déplacement ou des barres de commande. Les barres 40 de déplacement et les barres de commande sont fabriquées appro- ximativement aux mêmes dimensions, de sorte que chaque tube 56 de guida- ge peut contenir aussi bien une barre de déplacement qu'une barre de com- mande. Lorsqu'ils ne contiennent pas de barre, les tubes 56 de guidage sont remplis de fluide de refroidissement du réacteur; cependant, lors- qu'elles sont introduites dans les tubes 56 de guidage, les barres 40 de déplacement expulsent le fluide de refroidissement contenu dans les tubes. Les sommiers 50 sont placés en divers points le long de l'assem- blage combustible 32 et ils servent à maintenir les éléments combustibles 48 et les tubes 56 de guidage écartés les uns des autres d'une distance appropriée, et à permettre la circulation du fluide de refroidissement du réacteur en vue d'un échange de chaleur avec les éléments combustibles 48. On trouvera une description plus détaillée d'un sommier analogue dans les brevets américains noS 3 379 617 et 3 379 619. Comme on peut le voir à la figure 4, les barres 40 de déplacement sont des barres cylindriques allon- gées sensiblement creuses du type décrit dans la demande de brevet améri- cain no 217 052. Les barres 40 de déplacement peuvent également contenir des pastilles de ZrO2 ou d'A1203 qui lestent la barre et augmentent sa ca- pacité d'abaissement. Les barres 40 de déplacement sont disposées dans le prolongement linéaire des tubes 56 de guidage, de sorte qu'elles peuvent être introduites dans les tubes lorsqu'on le désire. Les barres 40 de dé- placement sont supportées par un dispositif commun appelé croisillon 58. Le croisillon 58 consiste en un moyeu 60 muni de bras 62 partant radialement de ce moyeu 60. Les barres 40 de déplacement sont fixées individuellement à chaque bras 62 de manière à former une disposition qui correspond à la disposition des tubes 56 de guidage dans lesquels peuvent être introduites les barres de déplacement. Le croisillon 58 est monté sur un arbre 64 de translation qui est relié au mécanisme 38 de translation des barres de dé- placement. La mise en mouvement de ce mécanisme 38 de translation des barres de déplacement provoque l'abaissement ou le relèvement de l'arbre 64 de translation et, de ce fait, l'introduction des barres 40 de dépla- cement dans les assemblages combustibles 32 du coeur 34 ou le retrait de ces barres des assemblages combustibles. Il est important de noter que chaque croisillon 58 est disposé de manière à pouvoir introduire les barres 40 de déplacement dans plus d'un assemblage combustible 32. Par exemple, comme le représente la figure 4, le croisillon 58 permet d'introduire vingt-cinq barres de déplacement dans l'assemblage combustible central 32 et quatre barres de déplace- ment dans chacun des quatres assemblages combustibles contigus. De cette manière, les barres 40 de déplacement peuvent être introduites dans les assemblages combustibles 32 et en être retirées sans qai soit nécessai- re d'augmenter le nombre de croisillons et de mécanismes de translation. On se reportera maintenani aux figures 5 et 53. Des structures 42 de guidage des barres de déplacement comprennent plusieurs guides tu- bulaires fendus 70 qui sont conçus pour permettre le passage de barres telles que des barres de déplacement ou des barres de commande. Ces struc- tures 42 de guidage des barres de dépiacement sont situses entre la ca- landre 44 et la tête 24 de fermeture comme le représente la figure 1, et elles sont disposées de maniè,re à correspondre à chaque mécanisme 38 de translation des barres de déplacement. Plusieurs plaques 72 d'écartement sont situées en divers points le long des guides tubulaires fendus 70 et, avec ces derniers, elles servent à guider les barres 40 de déplacement dans la partie supérieure de la cuve 22 du réacteur. Comme on peut le voir à la figure 6, huit guides tubulaires fendus 70 peuvent être prévus pour guider les barres 40 de déplacement. Les "fentes" des guides tubulaires fendus 70, ainsi que les rainures 74 formées dans les plaques 72 d'écarte- ment, autorisent le passage du croisillon 58 tout en maintenant l'aligne- ment des barres avec les tubes 56 de guidage dans les assemblages combusti- bles 32. Une ouverture centrale 76 est prévue également dans les plaques 72 d'écartement pour le logement de l'arbre 64 de translation, demanière à per- mettre le passage du croisillon 58. On se reportera de nouveau à la figure!. La calandre 44, qui comprend un grand nombre de tubes, assure le guidage des barres, telles que les barres 40 de déplacement, dans la région de la calandre. En général, les tubes de la calandre 44 ne sont pas des tubes fendus, comme c'est le cas pour les guides tubulaires fendus 70, de sorte que l'abaissement du croisillon 58 est arrêté au voisinage de l'extrémité supérieure des tubes de la calandre. Lorsque leur mouvement d'abaissement est arrêté à la par- tie supérieure de la calandre 44, toutes les barres traversent les tubes de la calandre et sont plongées complètement dans l'assemblage combusti- ble 32. En étant introduites dans les tubes de la calandre, les barres sont protégées contre l'écoulement du fluide de refroidissement du réac- teur, ce qui réduit donc au minimum les vibrations qui, sinon, pourraient être provoquées par la vitesse du fluide de refroidissement du réacteur dans cette région. Dans la présente invention décrite, deux types différents de barres peuvent être introduites dans les tubes 56 de guidage. Par exem- ple, des barres de déplacement et des barres de commande peuvent être disposées de manière à être introduites dans les tubes 56 de guidage. Toutes ces barres ont approximativement les mêmes dimensions et la même forme mais, du fait que les substances dont elles sont constituées sont différentes, elles remplissent des rôles différents. Les barres 40 de dé- placement, qui peuvent être des tubes creux à parois minces ou peuvent contenir une substance d'absorption des neutrons lents, telle que des pastilles de ZrO2 ou d'A1203, sont utilisées pour déplacer le fluide de refroidissement du réacteur et, par conséquent, pour commander la modéra- tion du réacteur. Les barres de commande contiennent une substance d'ab- sorption des neutrons, comme il est bien connu de l'homme de l'art, et elles servent à commander la réactivité du coeur d'une manière générale- ment bien connue. Il peut y avoir également des barres grises qui sont analogues aux barres 40 de déplacement mais qui sont constituées d'une substance d'absorption des neutrons intermédiaires, telles que l'acier ino- xydable, de sorte que leur valeur de réactivité par barre est supérieure à celle des barres 40 de déplacement. On se reportera maintenant aux figures 7 à 11 qui représentent, dans un quart de coeur, la disposition des éléments combustibles 48, des barres 40 de déplacement, des barres 80 de commande, des barres grises 82 et des emplacements 84 dépourvus de barres. Il est bien entendu que la forme complète du coeur du réacteur peut être reconstituée par extrapola- tion du quart de coeur représenté à la figure 7. En fait, le quart de coeur représenté à la figure 7 est une image symétrique du huitième de coeur, l'axe de symétrie étant la droite A-A de la figure 7. On a cepen- dant représenté le quart de coeur de la figure 7 pour la clarté de l'illus- tration. Comme on peut le voir à la figure 10, chaque assemblage combus- tible 32 comprend un réseau d'éléments combustibles 48 et un réseau de tubes 56 de guidage. D'une manière générale, des barres 80 de commande et des barres grises 82 sont utilisées uniquement dans les tubes 56 de gui- dage placés en diagonale, tandis que des barres 40 de déplacement sont utilisées généralement dans tous les tubes 56 de guidage d'un assemblage combustible donné. En outre, un tube 88 pour appareils est prévu au voi- sinage du centre de chaque assemblage combustible 32 pour recevoir des appareils de transfert de données tels que des chambres mobiles de fis- sion. Bien qu'étant essentiellement identiques à celui qui est représenté 24963t2 à la figure 10, chaque assemblage combustible 32 peut remplir une fonc- tion différente, selon que les tubes 56 de guidage sont occupés par le fluide de refroidissement du réacteur, les barres 40 de déplacement, les barres 80 de commande ou les barres grises 82. Les barres 40 de déplace- ment et les barres grises 82 sont choisies généralement de manière à avoir approximativement les mêmes dimensions afin de déplacer sensiblement le même volume d'eau. Cependant, les barres grises 82 peuvent être des barres cylindriques à parois épaisses en acier inoxydable et qui présentent in- dividuellement une valeur de réactivité supérieure à celle des barres 40 de déplacement, de sorte qu'elles peuvent être utilisées pour compenser les effets xénon transitoires pendant les opérations qui suivent l'enfour- nement. On se reportera maintenant à la figure 11. Un assemblage com- bustible 32 dans lequel ne sont utilisées aucune barre 80 de commande ni aucune barre grise 82 mais dans lequel des barres 40 de déplacement uni- quement sont utilisées dans les tubes 56 de guidage, est appelé générale- ment assemblage 90 de déplacement. Un assemblage combustible 32 dans le- quel sont utilisées à la fois des barres 40 de déplacement et des barres de commande, mais aucune barre grise, est appelé assemblage 92 de com- mande. De même, un assemblage combustible 32 dans lequel sont utilisées à la fois des barres 40 de déplacement et des barres grises 82, est appe- lé assemblage gris 94. On doit noter qu'à la figure 11, des éléments com- bustibles 48 ont été omis pour des raisons de clarté et que les assembla- ges combustibles sont analogues à ceux qui sont représentés à la figure 10. On continuera à se reporter à la figure 11. Chacune des barres de commande et des barres grises 82 est fixée à un croisillon (non re- présenté) analogue au croisillon 58, excepté que le croisillon de support des barres 80 de commande ou des barres grises 82 n'est associé générale- ment qu'à un assemblage combustible. De cette manière, toutes les barres de commande ou les barres grises 82 d'un assemblage combustible donné peuvent être relevées ou abaissées à l'aide d'un seul mécanisme de trans- lation. En outre, du fait que chaque croisillon 58 de support des barres de déplacement peut se prolonger dans les assemblages contigus (comme on l'a représenté dans la partie centrale de la figure 11 et à la figure 4), le mouvement du croisillon 58 de support des barres de déplacement affec- te la commande de cinq assemblages combustibles et réduit le nombre né- cessaire de mécanismes de translation des barres de déplacement. Bien en- tendu, à la périphérie du quart de coeur (comme le représente la figure 7) , des croisillons particuliers peuvent déplacer des barres en nombre infé- rieur au nombre habituel de barres, du fait qu'il n'y a pas d'assemblages combustibles contigus ou parce qu'il existe des emplacement 84 dépourvus de barres. On se reportera de nouveau aux figures 8 et 9 qui constituent la figure 7. Elles représentent la disposition d'un quart de coeur, cha- que rangée ou rangée partielle étant numérotée de 100 à 114 et chaque colonne ou colonne partielle étant numérotée de 116 à 130 et comprenant Assemblage combustible 100, 116 , 118 , 120 , 122 , 124 100, 126 , 128 , 130 quart d'assembla demi-assemblage demi-assemblage demiassemblage demi-assemblage demi-assemblage demi-assemblage demiassemblage ge de déplacement de commande de déplacement de commande de déplacement de commande de déplacement gris. 102, 102, 102, 102, 102, 102, 102, 102, 104, 104, 104, 104, 104, 104, 104, 104, demi-assemblage de commande assemblage complet de déplacement assemblage gris complet assemblage complet de déplacement assemblage gris complet assemblage complet de déplacement assemblage complet de commande assemblage complet de déplacement. demi-assemblage de déplacement assemblage gris complet assemblage complet de déplacement assemblage complet de commande assemblage complet de déplacement assemblage complet de commande assemblage complet de déplacement assemblage partiel de commande dépourvu de barres -snfLL aiqg znad 4daDuoD ao lns aaseq ineoo np uoL in6L4uo0 [ '..naoD ap i.enb np snssap-13 uoLqdLUDsap PL sadep eLOA [L nad uo awio3 uawaoeLdap saaeq ap nAinodap apuumwwo %uawa:D Ldap ap iaLdwo3 a6elqwasse ap LaLB4ed a6elqwasse ap ZaLdwoo a6eLqwasse s L.'a5 Lqwasse- Lwap saieq ap nAlnodap saaapq ap nAnodap I.uawaDeLdep ap %uawaoeLdap ap apuewwo3 ap IuasauoDLdap ap apuuMo3 ap 1u.uaUv Ldep uUuaa3eLdap ap 4uam3De Ldap ap apueuMo3 ap uawade[d ap p apupiaoo ap 4uawaDeldap ap apuem[.oD laL;.ed a6e lqwasse 3aLduwo3 a6 Lqwasse a Lddo3 a6eLqtuBasse a LduoD a65 eLqquiesse 3aLdtuoD aBieLq[asse ap afie [qwasse-[uap la.LIed a6e lqwasse a lduoD a6e Lquasse %aLdWo3 a6eLquwasse a LdwUoo a6eLqBasse 3a LdwoD aBeLqwasse %a Lduo:3 a6eLqwasse ap a6eLquWasse-Luap uaWaDiLdap ap iLdilo3 aB6elqqasse apugu!oD ap s LdWoD aB6eLquasse uawaiOLdp ap ap aLduo9 a6eLqsasse apuemoD ap aLdwo. o aB5eLqasse uBae.LdP ap a zLdwoD a6Lqumiasse ia[dto.3 SL1.6 a6e Lquasse uamwaDeLdap pp a6 eLqtuasse-LwUap 8ZI 9iZ PZI tz1i OZU 9QZI 801SOT. 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Une fois que ce choix est fait, les quatre assemblages combustibles immédiatement contigus aux faces planes de l'assemblage combustible central, sont choisis dans un autre type tandis que les assemblages combustibles situés sur la diagonale sont choisis dans le même type que l'assemblage central. Cette disposition est répétée ensuite de manière alternée. Par exemple on a choisi, comme assemblage combustible central 100, 116 à la figure 7, un assemblage 90 de déplacement de sorte que les assemblages com- bustibles contigus à ses faces planes sont soit des assemblages 92 de com- mande ou des assemblages gris 94, tandis que ceux qui sont situés sur la diagonale sont des assemblages 90 de déplacement. Cette disposition est répétée de manière alternée jusqu'à ce qu'on ait atteint la périphérie du coeur o on peut choisir, comme derniers assemblages combustibles, des assemblages hybrides basés sur la physique nucléaire du coeur en particu- lier. Pour déterminer si le choix d'un assemblage en particulier doit se porter sur un assemblage 92 de commande ou sur un assemblage gris 94, on choisit d'abord le nombre et l'emplacement des assemblages de commande né- cessaires en se basant sur une conception classique du coeur. Les autres assemblages qui ne sont pas des assemblages 92 de commande, sont utilisés alors comme assemblages gris 94. On peut ainsi disposer sensiblement la totalité du coeur en faisant alterner les assemblages de déplacement et les assemblages de commande ou les assemblages gris, tous les assemblages combustibles étant desservis par au moins un croisillon 58 de support des barres de déplacement et chacun de ces croisillons 58 desservant générale- ment cinq assemblages combustibles. En outre, chaque assemblage combusti- ble est desservi par au moins un mécanisme de translation des barres de déplacement, des barres de commande ou des barres grises. La disposition illustrée du coeur fournit un moyen d'ajuster le spectre des neutrons par "dérive spectrale" en réglant le volume du mo- dérateur dans le coeur. On peut effectuer cette opération en déplaçant l'eau de refroidissement du coeur et en la remplaçant à certains moments * appropriés afin de modifier la modération du coeur. Des barres 40 de dé- placement et des barres grises 82 peuvent être utilisées pour effectuer cette modification de modération. En fonctionnement, toutes les barres 40 de déplacement et toutes les barres grises 82 sont introduites dans le coeur 34 au début de la vie du coeur. Cependant, aucune des barres 80 de commande ne doit être nécessairement introduite à ce moment-là. L'introduction des barres 40 de déplacement et des barres grises 82 s'effectue par la mise en mouvement du mécanisme approprié de translation tel que le mécanisme 38 de translation des barres de déplacement. Lorsque ce mécanisme de translation est mis en mouvement, les barres 40 de déplacement et les barres grises 82 plongent dans les tubes appropriés 56 de guidage disposés dans les assemblages com- bustibles 32. Les barres de déplacement et les barres grises déplaceront leur volume de fluide de refroidissement (eau), diminuant ainsi le volume du modérateur dans le coeur 34. La diminution du modérateur durcit le spectre des neutrons du coeur et augmente la production de plutonium. Ce durcissement du spectre des neutrons est appelé d'une manière générale "dérive spectrale". Ce spectre plus dur des neutrons diminue les besoins d'une compensation chimique par le bore, il a pour conséquence un coeffi- cient de température du modérateur plus négatif et il diminue ou élimine les besoins en poisons consommables. Au fur et à mesure que l'uranium com- bustible présent dans le coeur s'appauvrit au cours de la vie du coeur, un certain nombre de barres 40 de déplacement et (ou) de barres grises 82 peu- vent être retirées du coeur par la mise en mouvement de leurs mécanismes appropriés respectifs de translation. Le retrait de ces barres permet l'en- trée d'une quantité plus importante d'eau de modération dans la région du coeur et augmente donc la modération du coeur. En fait, cette opération a pour effet d'introduire une valeur de réactivité à un moment o l'appau- vrissement du combustible provoque une diminution de la valeur de réacti- vité. La réactivité du coeur peut donc être maintenue à des niveaux appro- priés pendant un temps plus long. Le retrait des barres peut se poursuivre à un régime choisi (en fonction de l'état du coeur) jusqu'à ce que, vers la fin de la vie du coeur, toutes les barres 40 de déplacement et toutes les barres grises 82 aient été retirées du coeur. Les barres de déplacement peuvent être utilisées au démarrage pour déplacer environ 20 % du volume d'eau du coeur et elles peuvent res- ter plongées dans le coeur jusqu'à ce que la concentration de la compensa- tion en bore soit voisine de zéro p.p.m., ce qui se produit à environ 60 % du cycle du combustible. Une telle utilisation des barres de déplacement peut avoir comme effet une diminution de 10 % environ des besoins en ura- nium combustible pour une durée de vie donnée du coeur et, en conséquence, % d'économie des coûts de combustible. En outre, l'utilisation de bar- res de poisons consommables peut être effectivement éliminée, ce qui a comme conséquence une réduction supplémentaire des coûts. La présente invention n'est pas limitée aux exemples de réali- sation qui viennent d'être décrits, elle est au contraire susceptible de variantes et de modifications qui apparaîtront à l'homme de l'art. R E Y E N D I C A T IONS 1. Réacteur nucléaire à eau sous pression comportant un coeur réactif (34) enfermé dans une cuve (22) comprenant plusieurs assemblages combustibles nucléaires (32) placés côte à côte dans le coeur (34) et pou- vant recevoir des éléments (40) de commande du réacteur, ce réacteur étant caractérisé en ce que des éléments (40) de commande de déplacement d'eau sont associés à certains des assemblages (32) et en ce que des barres de commande d'absorption des neutrons sont associées à certains autres des assemblages (32) afin d'ajuster la réactivité du coeur (34). 2. Réacteur nucléaire suivant la revendication 1, caractérisé en ce que les assemblages combustibles (32) sont disposés en un réseau rec- tangulaire, des moyens (36, 38) de translation des éléments de déplacement et des barres de commande étant montés à la partie supérieure de la cuve (22) du réacteur et étant reliés aux éléments (40) de déplacement; et 'en ce que les barres de commande pour leur introduction ou leur retrait sont reliées au moyen (36) de translation par groupes mobiles simultanément et se prolongeant sur plus d'un assemblage combustible (32) avec des parties qui se prolongent au moins dans les assemblages contigus de barres de com- mande. 3. Réacteur nucléaire suivant la revendication 2, caractérisé en ce que les assemblages (32) d'éléments de déplacement et les assembla- ges (32) de barres de commande sont disposés dans le coeur (34) de ma- nière alternée; et en ce qu'au moins un des groupes d'éléments (40) de déplacement se prolonge depuis l'un des assemblages (32) d'éléments de déplacement jusque dans les quatre assemblages contigus de barres de com- mande. 4. Réacteur nucléaire suivant la revendication 3, caractérisé en ce que quarante et un éléments (32) de déplacement sont associés à cha- cun des moyens (36) de translation des éléments de déplacement. 5. Réacteur nucléaire suivant la revendication 4, caractérisé en ce que les assemblages (34) d'éléments de déplacement et de barres de commande comprennent des éléments combustibles (48) contenant un combusti- ble nucléaire disposé en un réseau sensiblement régulier; des tubes métal- liques creux (56) de guidage disposés parmi ces éléments combustibles (48) pour recevoir l'un des éléments (32) de déplacement et des barres de com- mande; et des sommiers (50) reliés à ces tubes (56) de guidage afin de supporter et centrer les éléments combustibles (48) par rapport aux tubes (56) de guidage. 6. Réacteur nucléaire suivant la revendication 5, caractérisé en ce que le moyen (36) de translation des éléments de déplacement comprend un croisillon (58) auquel sont fixés les éléments (32) de déplacement afin que ces derniers se déplacent simultanément, et une barre (64) de transla- tion fixée au croisillon (58) et traversant la tête (24) de fermeture; et en ce que le mécanisme (36) de translation monté sur la tête (24) de ferme- ture est relié à la barre (64) de translation afin de pouvoir introduire les éléments (40) de déplacement dans les assemblages combustibles (32) et les en retirer.