Brevet FR2502828A1 — publié le 19821001

La présente invention concerne une installation nucléaire qui comprend un coeur de réacteur rempli d'eau, enfermé dans une cuve de réacteur et muni de canaux de refroidissement verticaux, la cuve de réacteur comprenant une chambre d'admission et une chambre d'échappement pour l'eau de refroidissement; un échan- geur de chaleur ou similaire; une piscine qui est remplie sous pression d'un liquide de piscine absorbant les neutrons; au moins une conduite d'échappement reliant l'échangeur de chaleur et la chambre d'échappement; au moins une conduite d'admission reliant la chambre d'admission et l'échangeur de chaleur; et une pompe de circulation intercalée dans le circuit primaire du réacteur, cette pompe de circulation étant agencée de manière à assurer, au cours du fonctionnement normal, un courant pratiquement constant d'eau dc refroidissement du réacteur à travers le coeur; la cuve de réacteur étant disposée dans la piscine, la chambre d'admission et la chambre d'échappement étant respectivement en communication avec le liquide de -, piscine par des orifices inférieur et supérieur de fermeture et le coeur du réacteur étant intercalé, non seulement dans le circuit primaire, mais aussi dans un circuit de fermeture qui comprend la chambre d'admission, l'orifice inférieur de ferme- ture, la piscine, l'orifice supérieur de fermeture et la cham- bre d'échappement, ce circuit de fermeture ayant une tendance inhérente au forcement du courant qui, en présence du courant d'eau de refroidissement à travers le coeur du réacteur, donne lieu à une différence de pression régnant dans le circuit de fermeture, cette différence de pression étant contrecarrée et équilibrée par la chute de pression régnant à travers le coeur du réacteur du fait du courant traversant d'eau de refroidisse- ment du réacteur, ce qui fait qu'il ne se produit pas d'ali- mentation appréciable du circuit primaire en liquide de pis- cine. Un réacteur de ce genre est connu d'après le brevet canadien ne 1 070 860. Dans le réacteur connu cité ci-dessus, l'agent de force- ment du courant du circuit de fermeture est constitué, dans une mesure prédominante, par un coussin de gaz contenu dans le circuit de fermeture, c'est-à-dire un coussin de gaz qui est enfermé darn la partie supérieure de la cuve de réacteur. La différence de pression qui, au cours du fonctionnement normal, agit sur le circuit de fermeture est pratiquement égale à la différence de pression statique entre deux niveaux d'eau de la piscine dont la distance mutuelle est égale à la dimension verticale du coussin de gaz. Au cours du fonctionne- ment normal, cette différence de pression est pratiquement égale à la chute de pression à travers le coeur du réacteur. Le déséquilibre nécessaire pour que la différence de pression du circuit de fermeture soit en mesure de forcer un courant d'eau de la piscine à travers le coeur ne se produit que s'-il survient une variation importante de la pression éléva- toire de la pompe. Une réaction à une température trop élevée de l'eau de refroidissement du réacteur ne peut être obtenue qu'indirectement, à savoir sous la forme d'une réaction à une augmentation de résistance hydraulique, survenant dans le circuit primaire du fait des bulles de vapeur produites. Une telle augmentation a pour effet de réduire le passage d'eau de refroidissement à travers le coeur, ce qui fait que la fhute de pression à travers le coeur est réduite. Une condition pour disposer d'une sécurité suffisante est donc que les bulles de vapeur produites dans la conduite d'échappement atteignent, avec une marge satisfaisante, le volume total nécessaire avant que l'eau contenue dans le coeur ne commence à bouillir. Etant donné que le volume de vapeur de chaque bulle diminue lorsque la pression augmente, cette condition fixe une limite relative- ment basse à la pression de service à laquelle le réacteur con- nu peut fonctionner. Des calculs ont montré que cette pression doit être inférieure à 10 bars. Le réacteur connu ne convient donc guère pour produire de la vapeur pour des turbines àvapeur. Par ailleurs, il est fâcheux que la différence de pres- sion de forcement, qui intervient dans le circuit de fermeture en cas de fermeture d'urgence du réacteur, provoquée par exemple par une panne de la pompe de circulation, soit réduite de plus en plus lorsqu'augnente la quantité d'eau de piscine délivrée au coeur du réacteur, et qu'elle soit égale à zéro lorsque la quantité d'eau de piscine délivrée à la cuve de réacteur correspond au volume du coussin de gaz. Cela signifie qu'une partie prédominante de l'agent de forcement du courant, qui est inhérent dans le circuit de fermeture, mais est latent au cours du fonctionnement normal du réacteur, n'est pas capa- ble de forcer de l'eau à travers le coeur pendant une fraction appréciable du temps o la puissance de désactivation du coeur est encore relativement grande, par exemple supérieure à 50 % de la puissance de désactivation maximale. Le but que vise l'invention est de fournir un réacteur qui, de même que le réacteur connu, puisse être fermé d'urgen- ce sans aucun recours à des dispositifs indicateurs de tempé- rature, à des soupapes ou à des moyens techniques similaires comportant des parties mobiles, mais qui, contrairement au réacteur connu, se prête à la production de vapeur d'eau sous une pression relativement élevée et, par conséquent, convienne pour l'entraînement de turbines à vapeur. L'un des objectifs de l'invention est d'accroître la sécurité en faisant en sorte que la fermeture d'urgence du réacteur se produise en réaction directe à une élévation inadmissible de la température de l'eau de refroidissement du réacteur, sans qu'intervienne le fait que la chute de pression à travers le coeur du réacteur, produite par les pompes à eau de refroidissement,;èst main- tenue ou ne 'Lest pas. Avec un réacteur réalisé suivant la présente invention, la.diminution de densité de l'eau de refroidissement, accompagnant une telle élévation de tempéra- ture, est suffisante pour déclencher une fermeture d'urgence. Ce déclenchement est alors dû à une perturbation d'un équili- bre existant entre deux différences de pression dans un systè- me hydraulique, dans lequel une partie importante de l'une de ces différences de pression est déterminée par le poids d'une colonne d'eau de refroidissement. Un autre objectif de l'invention est d'obtenir cet avan- tage qa!une partie importante de la différence de pression qui, au cours du fonctionnement normal du réacteur, agit dans le circuit de fermeture et équilibre la chute de pression à travers le coeur du réacteur, soit maintenue au-delà du moment auquel la puissance du réacteur a été réduite, lors d'une fermeture d'urgence, à la puissance de désactivation et que, tant qu'il y a du liquide dans la piscine, elle donne lieu à un écoulement d'eau de refroidissement suffisamment important à travers le coeur pour éviter un échauffement inadmissible du coeur, dû à la puissance de désactivation. De même que le brevet canadien n2 1 070 860, la préaen- te invention propose une solution à un problème assez parti- culier, à savoir comment disposer une cuve de réacteur, qui est munie de trous ouverte de refroidissement d'urgence à ses deux extrémités, audessous de la surface du liquide dans une piscine qui est remplie d'un liquide absorbant les neutrons, de te7lle manière que le liquide absorbant ne s'écoule à tra- vers aucun des trous ouverts de refroidissement d'urgence au cours du fonctionnement normal du réacteur. Le brevet canadien apporte une solution possible à ce problème et la présente demande de brevet propose une solution entièrement différente. L'invention est caractérisée par le fait que la partie remplie d'eau de refroidissement de la cuve de réacteur pré- sente ure étendue' verticale. qui constitue la majeure partie de l'étendue verticale de la cuve de réacteur, et par le fait que la tendance inhérente au forcement du courant est assurée dans l'essentiel par au moins un système, connu en soi, propre à forcer un courant de liquide avec une différence de pression de Forcement qui est pratiquement indépendante du volume de la quantité de liquide forcée par le dispositif. L'invention sera décrite ci-après en référence aux fig. 1, 2, 3, 4, 4a, 4b, 5 et 6 des dessins schématiques ci-annexés. Les fig. 1 et 2 illustrent une première forme de réalisa- tion d'une installation nucléaire suivant l'invention. La fig. 1 est une vue en coupe verticale, faite suivant la ligne I-I de la fig. 2, et la fig. 2 est une vue en coupe horizonta- le, faite suivant la ligne II-II de la fig. 1. Les fig. 3, 4, 5 et 6 illustrent respectivement une deuxième, une troisième, une quatrième et une cinquième formes de réalisation de l'invention, en des vues en coupe passant par une.:ligne vèrtlcale centrale qui constitue l'axe de la piscine précédemment mentionnée, cette piscine étant construite sous la forme d'un corps creux, cylindrique circulaire dans l'ensemble. Un équipement de commande pour un réacteur suivant l'invention n'a été représenté qu'en liaison avec la forme de réalisation illustrée par la fig. 4, mais il est admis que cet équipement de commande est également présent dans les autres formes de réalisation de l'invention représentées sur les dessins. La fig. 4a reproduit l'organigramme d'un microprocesseur qui fait partie de l'équipement de commande mentionné ci-dessus. La fig. 4b représente, à plus grande échelle et sous forme relativement détaillée, la partie inférieure des cuves de réacteur indiquées sur les fig. 3, 4, 5 et 6. Sur les fig. 1 et 2, le numéro 1 désigne une piscine qui est faite de béton précontraint et dimensionnée pour une pression intérieure d'au moins 15 bars, par exemple de 70 bars. La piscine 1 est garnie d'un revêtement métallique 1', au contact duquel est placé, noyé dans le béton, un système de tuyaux de refroidissement comprenant un grand nombre de tuyaux de refroidissement 2. La piscine 1 est munie d'un couvercle de piscine 1" et elle délimite avec celui-ci un volume de piscine 3 qui est rempli en majeure partie d'eau boratée et qui con- tient en outre un coussin de gaz 4, un récipient intérieur 5, une cuve de réacteur 6 entouré par les parois de la cuve 5, trois éléments générateurs de vapeur 7 en forme d'U et un dispositif 8 pour le stockage de combustible nucléaire usé. Le système précité de refroidissement, noyé dans le béton, est destiné à protéger les parois de la piscine contre un chauffage nuisible. En outre, la piscine est équipée d'un réfrigérant 128, fixé à la piscine et destiné à refroidir le liquide de piscine à la température voulue. Le réfrigérant 128 est agencé de manière à être parcouru par un fluide de refroi- dissement, par exemple de l'eau, et il est disposé de telle sorte qu'une partie prédominante de sa surface totale de refroi- dissement soit en contact avec le liquide de piscine. Le fluide de refroidissement en question est délivré au réfrigérant par un tuyau d'admission 130. Cette conduite, ainsi que le tuyau de retour correspondant 129, sont raccordés à un échangeur de chaleur 131 situé à l'extérieur de la piscine. La cuve de réacteur 6 se compose de trois parties assem- blées par bridage, à savoir une partie inférieure 6', une partie intermédiaire 6" et une partie supérieure 61". La cuve de réacteur 6 contient un coeur de réacteur 9 avec plusieurs ensembles de combustible 9' disposés vertica- lement. le coeur 9 est entouré d'une chemise cylindrique O0 qui est ouverte aux deux extrémités. A son bord supérieur, la chemise 10 est munie d'une bride extérieure qui est située dans un plan horizontal et dont le bord extérieur est fixé au bord supérieur de la partie inférieure 6' de la cuve de réac- teur 6. Cette bride est percée de plusieurs trous circulaires traversants qui sont disposés à la suite les uns des autres dans la direction périphérique et qui sont équipés chacun d'un organe d'étanchéité annulaire 11, élastiquement souple. Un tube ramifié 12, disposé coaxialement par rapport à la partie 6" de la cuve de réacteur, comporte à son extrémité inférieure plusieurs ramifications 13 qui sont insérées dans l'intervalle 14 entre la partie inférieure 6' de la cuve de réacteur et la chemise 10, à travers des dispositifs d'étanchéité 11 corres- pondants. L'extrémité supérieure du tube ramifié 12 entoure de façon étanche l'extrémité inférieure ouverte d'un corps creux , cylindrique dans l'ensemble, qui est fermé à son extrémité supérieure et qui entoure, en ménageant un intervalle 15' cylin-- drique dans l'ensemble, un corps creux plus petit 16, générale- ment cylindrique, dont l'extrémité supérieure est raccordée hydrauliquement au c8té admission d'une pompe de circulation 17 et dont l'extrémité inférieure, par ailleurs fermée, est munie de trois ajutages flexibles d'admission 18 qui traversent de manière étanche à la pression la paroi cylindrique du corps d'entourage 15 et qui sont raccordée chacun, de manière amo- vible, à un ajutage 18' au niveau de la partie supérieure 6' de la cuve de réacteur. A leur tour, chacun des ajutages 18' est bridé à un ajutage d'échappement 18" appartenant au circuit primaire d'un élément générateur de vapeur 7, le corps cylin- drique creux 16 formant une conduite d'admission qui relie la chambre d'admission de la cuve de réacteur à un échangeur de chaleur constitué par les trois éléments générateurs de vapeur 7. La chambre d'admission est constituée par l'intervalle ména- gé entre les corps cylindrique creux 15 et 16, avec l'interval- le 14 et le volume intérieur 12' du tube ramifié 12. La cuve de réacteur présente une chambre d'échappement, constituée par l'intervalle méragé entre le tube ramifié 12, y compris ses ramifications 13, et la partie 6" de la cuve de réacteur, ain- si que par l'intervalle qui est délimité entre la partie supé- rieure 6"' de la cuve de réacteur et le corps cylindrique creux 15. La partie supérieure 6"' de la cuve de réacteur présente trois ajutages d'échappement 29 qui sont raccordés, par des conduites d'échappement 30 correspondantes, à des orifices d'admission correspondants des éléments générateurs de vapeur 7 correspondants. Le corps cylindrique creux 15 comporte une partie supérieure cylindrique creuse 15" qui passe à travers une ouverture centrale traversante, formée dans le couvercle de béton 1" de la piscine. La partie supérieure 15" est rendue étanche extérieurement, par rapport au couvercle 1", au moyen d'un corps métallique en soufflet 20 qui est soudé entre la partie supérieure 15" et un cercle métallique inclus à la coulée dans le bduvercle de béton 1". Plusieurs montante 21, soudés sur la partie 15", supportent un moteur de pompe 22 relié à la pompe 17 par un arbre qui passe à travers un joint d'arbre Assurant l'étanchéité malgré la différence de pression entre la pression du réacteur et la pression atmosphérique. Au haut de la piscine ses troine un coussin de gaz 4, sous la forme de vapeur d'eau incluse. Le coussin de gaz 4 est en communication avec une chaudière à vapeur 24.'qui est équipée d'un régulateur de pression. L'interface entre le coussin de gaz 4 et le liquide de piscine est désignée par 25 et l'inter- face entre le coussin de gaz 4 et l'eau présente dans la cuve de réacteur 6 est désignée par 26. Des cylindres creux 27 et 28 respectivement, faits d'un matériau en nid d'abeille et présentant des canaux verticaux, sont disposés sur une distance verticale dans les limites de laquelle il est à prévoir que ces interfaces sont susceptibles de se déplacer. Chacun des cylindres creux 27 et 28 sert de "tampon de gradient", c'est- à-dire de moyen pour obtenir un gradient vertical de températu- re stable dans un élément de Jonction vertical entre un liquide relativement froid situé dans une région inférieure et un liquide relativement chaud situé dans une région supérieure. Ces moyens sont généralement constitués par au moins un corps, fait par exemple d'un matériau alvéolaire et présentant plu- sieurs canaux verticaux minces, ou par un ensemble composé de plusieurs cylindres creux concentriques. Au cours du fonction- nement normal du réacteur, la différence de niveau entre les interfaces 25 et 26 est inféri'eure de 30 %, de- préférence in- férieure de2O % de la distance entre l'extrémité supérieure ouverte de la cuve de réacteur et le bord supérieur du coeur du réacteur, et le niveau 25 peut Atre plus haut que le niveau 26 ou inversement. La différence de niveaux peut être également égale à zéro. La partie inférieure 14 de la chambre d'admission 12' est en communication hydraulique avec un tambour d'admission verti- cal 33 par plusieurs ajutakes 31 disposés au fond de la partie 6' de la cuve de réacteur et par un tube 32 raccordé à ces ajutages, ce tambour d'admission 33 présentant, à son extrémité inférieure, un orifice d'admission 33' pour le liquide de piscine. Le tambour d'admission 33 est rempli de matière alvé- olaire et contient donc un tampon de gradient qui se compose dans le principe d'un grand nombre de tubes vertlcàx mincea;, disposés en parallèle. Une autre solution possible consiste à utiliser un coussin de gaz comme tampon de gradient. En cas de fermeture, par exemple de fermeture d'urgence du réacteur, le liquide boraté de la piscine passe à travers l'orifice 33': c'est la raison pour laquelle cet orifice est appelé "orifice inférieur de fermeture" dans le présent mémoire. De manière correspondante, l'ouverture 28' de la partie supé- rieure 6"' de la cuve de réacteur est appelée "orifice supé- rieur de fermeture". La pompe de circulation 17 est munie d'un circuit de déri- vation par le fait qu'il est disposé, entre les cylindres creux 16 et 15, une jonction hydraulique sous la forme d'une soupape de dérivation 34. La cuve de réacteur 6, les éléments générateurs de vapeur 7 et les conduites de jonction intermédiaires sont garnis exté- rieurement d'une couche d'isolation thermique 60, par exemple sous la forme de tissu métallique rempli d'eau, de telle sorte qu'au cours du fonctionnement normal du réacteur, la température moyenne de l'eau de piscine soit inférieure, d'au moins 502C et,* de préférence, d'au moins 1002C, à la température de l'eau de refroidissement du réacteur qui sort de la chambre d'échappement 19 de la cuve de réacteur, ce qui signifie que le poids spéci- fique de l'eau de refroidissement du réacteur est très infé- rieur au poids spécifique de l'eau de piscine. La pression exercée par une colonne d'eau de piscine est donc plus élevée que la pression correspondant à une colonne d'eau de refroidis- sement de même hauteur. Dans le réacteur représenté sur les fig. 1 et 2, la différence de niveaux entre la surface de l'eau de refroidissement 26, définie par l'interface avec le coussin de gaz, et l'extrémité inférieure du coeur du réacteur est suffisamment grande pour que la différence de pression entre une colonne d'eau de piscine, dont la hauteur est égale à cette différence de niveaux, et une colonne d'eau de refroi- dissement de même hauteur constitue, au cours du fonctionnement normal du réacteur, une partie prédominante de la chute de pression à travers le coeur du réacteur. Dans le réacteur représenté sur les fig. 1 et 2, le débit de l'eau de refroidissement qui traverse le coeur est réglé, au moyen de la soupape de dérivation 34, de telle manière qu'au cours du fonctionnement normal du réacteur, la chute de pres- sion à travers le coeur du réacteur soit égale à la différence entre une première pression, correspondant à une colonne de liquide de piscine comprise entre l'interface 25 et un niveau situé approximativement au bord inférieur du coeur, et une seconde pression, correspondant à une colonne d'eau de refroi- dissement comprise entre le.mêne niveau et l'interface 26. La différence de pression, due à la différence de densité, entre la colonne d'eau de piscine et la colonne d'eau de refroidis- sèment est, dans le réacteur représenté sur les fig. 1 et 2, un peu plus grande que la chute de pression à travers le coeur du réacteur au débit voulu d'eau de refroidissement. les dimen- sions verticales de la piscine et du réacteur sont donc un peu plus grandes que ce qui est strictement nécessaire. En consé- quence, afin d'établir l'équilibre entre la chute de pression mentionnée ci-dessus et la différence de pression entre les deux colonnes d'eau, des dispositions ont été prises pour que la plus légère des deux colonnes d'eau soit un peu plus longue que l'autre, ce qui fait que la différence de pression entre les deux colonnes d'eau devient un peu plus petite que la valeur il qui aurait été obtenue si les interfaces 25 et 26 étaient à un seul et même niveau. Dans le réacteur représenté, la différence entre la pres- sion exercée par une colonne imaginaire d'eau de piscine ayant, au-dessus du bord inférieur du coeur, la même hauteur que la colonne d'eau de refroidissement située dans la chambre d'échap- pement 19, et la pression exercée par cette colonne d'eau de refroidissement constitue plus de 100 % de la chute de pression à travers le coeur du réacteur au cours du fonctionnement nor- mal du réacteur, par exemple 110 % de cette chute de pression. Pour des raisons économiques, ce pourcentage doit généralement être plus petit que 140 % dans une installation nucléaire sui- vant l'invention, sinon l'on aurait des dimensions verticales tout à fait inacceptables de la piscine et de la cuve de réacteur. D'autre part, une installation nucléaire du même type que celle qui est représentée sur les fig. 1 et 2 peut être réali- sée avec des dimensions verticales relativement petites de la piscine et de la cuve de réacteur, auquel cas la différence entre la pression exercée par une colonne d'eau de piscine et la pression exercée par une colonne d'eau de refroidissement de même hauteur est inférieure à ce qui est nécessaire pour équilibrer la chute de pression à travers le coeur du réacteur au cours du fonctionnement normal du réacteur. Dans un tel cas, afin d'obtenir l'équilibre, on augmente la pression exercée par la colonne d'eau de piscine précitée et la pression exercée par la colonne d'eau de refroidissement précitée, en donnant une plus grande longueur à la première colonne par rapport à la seconde, c'est-à-dire en plaçant l'interface 26 à un niveau qui est plus bas que l'interface 25. Toutefois, on donne toujours à la colonne d'eau de refroidissement une hauteur suffisante pour que la différence entre la pression exercée par une colon- ne d'eau de piscine de même hauteur et la pression exercée par la colonne d'eau de refroidissement corresponde à plus de 60 % de la chute de pression à travers le coeur du réacteur au cours du fonctionnement normal du réacteur, de préférence à plus de % de cette chute de pression. Cela signifie ordinairement que la différence de hauteur nLE entre l'orifice sup4rieur de fermeture 28' et l'orifice inférieur de fermeture 3-'' est plus grande que sept fois la dimension verticale 1 du coeur, et que la partie de la cuve de réacteur qui est remplie d'eau de refroidissement a une étendue verticale qui constitue une par- tie prédominante de l'étendue verticale de la cuve de réacteur. Etant donné que la cuve de réacteur 6 comporte un orifice inférieur de fermeture 33', dans lequel le liquide de piscine peut pénétrer, et un orifice supérieur de fermeture 28' d'o de l'eau de refroidissement du réacteur peut sortir vers la piscine, le coeur du réacteur est compria, non seulement dans le circuit de refroidissement primaire du réacteur, mais aussi dans un circuit de fermeture pneumatique-hydraulique dans lequel est contenue l'eau fortement boratée de la piscine. En outre, le circuit, de fermeture comprend le tambour d'admission 33 et le tube 32 qui lui est associé, les ajutages 31, la partie inférieure de la chambre d'admission 12', la chambre d'échap- pement 19 et le coussin de gaz 4. Dans le circuit de fermeture, la Combinaison d'une colonne d'eau constamment chaude, située dans la cuve de réacteur, et d'une colonne d'eau constamment froide, située à 1 extérieur de la cuve de réacteur, constitue un système de forcement du courant. Ce système a une capacité de forcement du courant, c'est-à-dire une différence de pres- sion de forcement, qui est pratiquement constante pendant la partie initiale du processus de fermeture et qui est pratique- ment indépendante de la grandeur de la quantité de liquide forcée par le système, au moins pendant cette partie initiale du processus de fermeture. Dans le présent texte, l'expression soulignée désigne la fraction du processus de fermeture qui s'étend entre la première introduction de liquide de piscine dans la cuve de réacteur et le stade o la quantité de liquide de piscine introduite dans la cuve est égale au volume de liqui- de de refroidissement du réacteur présent au-dessus du haut du coeur du réacteur aiu cours du fonctionnement normal du réacteur. Au cours du fonctionnement du réacteur, la différence de pression précitée qui agit dans le circuit de fermeture est équilibrée par la chute de pression créée à travers le noyau du réacteur du fait du courant de liquide de refroidissement du circuit primaire et il ne se produit pas de déplacement de liquide de piscine vers le circuit de refroidissement primaire. Au cas ou le courant d'eau de refroidissement à travers le réacteur est réduit en raison d'un dérangement dans le circuit de refroidissement primaire du réacteur, par exemple une défail- lance de la pompe, il se produira une réduction correspondante de la chute de pression à travers le noyau du réacteur et cette chute de pression ne sera plus en mesure d'équilibrer la dif- férence de pression qui a tendance à forcer un courant de liquide de piscine à travers le circuit de fermeture, ce qui fait que le niveau d'eau de piscine s'élèvera dans le tambour d'admission 33. Si la réduction de la chute de pression à tra- vers le coeur du réacteur, par défaillance de la pompe, est plus grande que la pression qui peut être exercée par une colonne d'eau de refroidissement ayant la même hauteur que la partie remplie de vapeur de la chambre d'échappement 19, un courant d'eau quittera la cuve de réacteur eu bord supérieur de la chambre d'échappement, c'est-à-dire par l'orifice supérieur de fermeture 28', tandis qu'un courant de liquide de piscine de même grandeur entrera par l'orifice inférieur de fermeture 33'. Ce courant est relativement petit en cas de petits écarte par rapport à la circulation normale dans le circuit de refroi- dissement primaire du réacteur et il est relativement grand dans le cas de grands écarts, et il est forcé par une différence de pression qui agit dans le circuit de fermeture et qui est produite uniquement par la différence de densité entre l'eau relativement froide présente dans la piscine et l'eau relative- ment chaude présente dans la cuve de réacteur. Dans le cas de réduction considérable du courant d'eau parcourant le circuit de refroidissement primaire, il se produft une fermeture d'urgence qui est déclenchée principalement par une réduction correspondante de la chute de pression à travers le coeur du réacteur. En outre, la fermeture d'ur ence est accélérée par le fait que la température de l'eau de refroidissement du réacteur s'élève, ce qui se traduit par une augmentation de la différence de densité mentionnée ci-dessus. Si une fermeture d'urgence se produit, en raison par exemple d'un arrêt du moteur de pompe 22, la puissance du réacteur tombe à une valeur qui correspond à la puissance de désactivation, même lorsque le volume d'eau présent dans le coeur a reçu une teneur en bore qui est beaucoup plus petite que la teneur en bore d'un volume égal de liquide de piscine, par exemple plus petite que 50 % de cette teneur en bore. Tant qu'une puissance de désactivation appréciable est présente, la différence de densité entre le liquide de la pis- cine et le liquide de la cuve de réacteur sera suffisamment grande pour donner lieu à une différence de pression de force- ment du courant dans le circuit de fermeture, au moins aussi longtemps qu'une fraction prédominante de la quantité d'eau primitive reste dans la piscine. La piscine est construite avec un volume d'eau de piscine qui est au moins égal à trois fois, et de préférence au moins égal à dix Lois le volume de la cuve de réacteur. Un avantage de l'installation nucléaire suivant l'inven- tion consiste en ce qu'en cas d'élévation de la température du réacteur, le circuit de fermeture est capable de déclencher une fermeture d'urgence ou une action contr6lée, en réponse directe à l'élévation de température, alors que dans le réacteur connu précité, une telle réaction ne peut être obtenue que comme réaction indirecte, à savoir par le fait que les bulles de vapeur formées à une température excessive donnent lieu à une résistance hydraulique accrue, le circuit de fermeture réagis- sant alors à son tour à l'insuffisance du courant d'eau. Si la température de l'eau dans la chambre d'échappement de la cuve de réacteur augmente dans le réacteur représenté sur les fig. 1 et 2, la réduction de densité due à l'élévation de température est compensée par une élévation correspondante de l'interface 26. Si la température de l'eau dépasse une certaine valeur admissible, qui se-situe au-dessous du point d'ébullition à la pression régnant dans le réacteur, l'interface 26 s'élève jusqu'au bord supérieur de la cuve-de réacteur. Une nouvelle augmentation de température aura pour effet que la différence de pression de forcement du circuit de fermeture dépassera la chute de pression à travers le coeur du réacteur, ce qui fait qu'un courant de liquide de piscine pénétrera dans la cuve de réacteur par l'orifice inférieur de fermeture 33'. Ce courant ne cessera que s'il se produit une diminution de température, par exemple en raison de l'introduction de liquide de piscine fortement boraté dans le réacteur. Par contre, si l'élévation de température se poursuit, le courant de liquide de piscine pénétrant dans la cuve de réacteur augmentera. Si une élévation brusque de température se produit dans le coeur du réacteur, une quantité considérable de vapeur peut être produite dans l'eau de refroidissement, ce qui se traduit par une élévation considérable de la résistance hydraulique dans le coeur et, par suite, de la chute de pression à travers le coeur. Dans l'installation nucléaire représentée sur les fig. 1 et 2, le coeur et la cuve de réacteur sont dimensionnés de telle manière qu'une augmentation de la différence de pression de forcement du courant, due à l'apparition de bulles de vapeur abaissant la densité dans la cuve de réacteur, soit au moins aussi grande que l'augmentation de la chute de pression à tra- vers le coeur du réacteur, résultant -de cette production de vapeur. Chaque unité génératrice de vapeur 7 comporte, du c8té secondaire, une conduite d'échappement 34 pour la vapeur et une conduite de retour 35 pour l'eau d'alimentation. S'il arrive par inadvertance que la-piscine soit soumise à une pression plus grande que celle pour laquelle elle a été dimensionnée, de sorte. qu'une fissure se produit dans la paroi de la piscine, on peut être assuré que le réservoir intérieur 5 est toujours intact, car ce réservoir ne peut jamais être soumis à une pression plus élevée que la pression d'eau stati- que. Le volume du réservoir intérieur 5 constitue au moins 50 %, et de préférence au moins 70 % du volume de la piscine. Au cours du fonctionnement normal d'un réacteur suivant l'inven- tion, la pression dans la piscine est supérieure à 15 bars et, de préférence, supérieure à 25 bars. Dans les installations nucléaires représentées, le réglage de la réactivité est effectué avec de l'acide borique. Il n'y a pas besoin de barres de contr8le dans le sens ordinaire du terme. A leur place, il est prévu un dispositif de fermeture qui est destiné à délivrer au coeur des corps absorbants en cas de fermeture du réacteur pendant une période prolongée et qui joue également le rôle de système supplémentaire de fermeture d'urgence. Le dispositif de fermeture comprend un réservoir 36 qui est disposé au-dessus de la cuve de réacteur et qui se compose d'un grand nombre de tubes-réservoirs verticaux, non représentés sur les dessins. Chaque tube-réservoir contient un grand nombre de billes d'acier au bore. Le réservoir 36 peut pivoter autour d'un axe vertical sous l'action d'un dispositif de transmission 37 qui passe à travers le couvercle de la pisci- ne. Pendant le fonctionnement du réacteur, les billes sont maintenues en place dans le réservoir au moyen d'une plaque perforée (non représentée). Du c8té inférieur de la plaque sont disposés plusieurs tubes de distribution 38 pour les billes d'acier au bore, leurs extrémités supérieures se trouvant au- dessous d'un trou correspondant dans la plaque perforée. les extrémités inférieures des tubes de distribution s'ouvrent au- dessus d'un ensemble de combustible 9' correspondant. Chaque connexion hydraulique 18, 18', 18", 29, 30 entre la cuve de réacteur 6 et les éléments générateurs de vapeur 7 est située en totalité au-dessus d'un niveau qui passe au-dessus du bord supérieur du coeur de réacteur et dont la distance à ce bord supérieur correspond au moins à 20 %, et de préférence à plus de 35 % de la hauteur d'eau maximale de la piscine 3. Au cas o une fuite se produirait entre le côté Frimaire et le côté secondaire de l'un quelconque des éléments générateurs de vapeur 7, le liquide de piscine pourrait être refoulé par les conduites de vapeur 34 et la conduite de retour 35. Du fait que ces connexions hydrauliques sont situées au-dessus du niveau précité, une telle -fuite ne peut jamais provoquer une baisse de l'eau de piscine au-dessous de ce niveau. Dans la forme de réalisation de l'invention représentée sur les fig. 1 et 2, il existe, dans le circuit de fermeture d'urgence, une différence de pression inhérente qui donne lieu à un courant de liquide de piscine dans le circuit de fermeture d'urgence lorsque la chute de pression à travers le coeur devient plus petite que cette différence de pression inhérente. Au lieu de réaliser principalement une telle différence de pression inhérente en mettant à profit la différence de densité entre l'eau de piscine et l'eau du réacteur, on peut produire une partie prédominante de la différence de pression en ques- tion à l'aide d'une pompe spéciale prévue à cet effet, par exem- ple dans la forme de réalisation de l'invention représentée sur la fig. 3. Sur la fig. 3, les numéros de référence déjà utilisés désignent les mêmes éléments que précédemment. Le numéro 41 désigne une piscine réalisée sous la forme d'un récipient de pression. La piscine 41 est munie d'un couvercle 72 et est rem- plie d'eau fortement boratée jusqu'à ce couvercle. La piscine contient une cuve de réacteur 42 qui renferme un coeur de réac- teur 43. La cuve de réacteur 42 comporte une chambre d'échap- pement 44 et une chambre d'admission 45 qui, avec le coeur 43, une conduite d'échappement 46, un élément générateur de vapeur 47 en forme d'U, une pompe de circulation 48 et une conduite d'admission 49, sont compris dans le circuit de refroidissement primaire du réacteur. L'élément générateur de vapeur 47 est du même type que l'élément 7 décrit précédemment. La partie la plus haute de la chambre d'échappement 44 est délimitée par un - 18 corps en cloche 50' fixé au sommet d'une longue partie tubulai- re et entourant ce sommet. A son extrémité supérieure, la cham- bre d'échappement 44 est en communication avec un coussin de gaz 50 sous la forme de vapeur d'eau qui est délivrée au corps en cloche 50', au moyen d'un tuyau de mise sous pression 51, par un générateur de pression réalisé sous forme de chaudière à vapeur 24, une pression pratiquement constante d'au moins 15 bars étant ainsi maintenue dans le coussin de gaz 50 et dans le *liquide de piscine. En plus d'un espace 45' ménagé au-dessous du coeur, la chambre d'admission 45 comprend aussi un espace latéral 45" qui présente, à son extrémité inférieure, un orifice d'admis- sion 52 pour l'eau de piscine et un tampon de gradient sous la forme d'un corps cylindrique 53 de matière alvéolaire avec plusieurs canaux verticaux. L'orifice d'admission 52 constitue l'orifice inférieur de fermeture. L'orifice supérieur de ferme- ture est désigné par 28". Le niveau supérieur 25' du liquide de piscine est situé au-dessus de la surface de contact 26' entre le coussin de gaz 60 et l'eau de refroidissement du réacteur. La conduite d'admission 49 se ramifie en deux branches 49' et 49", une partie prédominante du courant d'eau du circuit de refroidissement primaire étant fournie au coeur du réacteur 43 par la branche 49' et l'espace latéral 45". La branche 49' présente une partie 54 qui est réalisée avec une section rela- tivement petite et qui est by-passée par un circuit de dériva- tion 55 équipé d'une soupape de réglage 56, à l'aide de laquelle il est possible de régler la grandeur du courant d'eau délivré à l'espace latéral 45". L'espace latéral 45" est relié à l'es- pace 45' par un morceau de tube 57' sous la forme d'un tube venturi et qui constitue une pompe à jet d'eau 57 avec un aJutage 57" formé à l'extrémité de la branche 49". Le coeur du réacteur 43, la chambre d'échappement 44, le coussin de gaz 50, le volume de la piscine, l'orifice d'admis- sion 52, l'espace latéral 45", le morceau de tube 57 et l'espa- ce 45' constituent un circuit de fermeture d'urgence, dans lequel la pompe à jet d'eau 57 crée une différence de pression de forcement. Au cours du fonctionnement normal du réacteur, la chute de pression à travers le coeur du réacteur 43 est équilibrée, dans une très petite mesure seulement, par la différence de pression qui correspond à la différence de niveau entre les interfaces 26' et 25' du coussin de gaz 50. Au cours du fonctionnement normal du réacteur, la chute de pression à travers le coeur du réacteur est équilibrée essentiellement par deux systèmes générateurs de pression, chaque système ayant la capacité de maintenir une pression de forcement du courant de façon pratiquement indépendante de l'intégrale dans le temps du courant. L'un de ces systèmes est un système à auto-circula- tion présentant une différence de pression de forcement du courant inhérente, due en principe à la différence de densité entre le liquide de piscine relativement froid et l'eau rela- tivement chaude de la cuve de réacteur. L'autre système généra- teur de pression est constitué principalement par la pompe à jet d'eau 57. Grâce à la présence de la pompe à jet d'eau, il est possible, dans l'installation nucléaire représentée sur la fig. 3, de construire la piscine et la cuve de réacteur avec des dimensions verticales beaucoup plus petites que dans le cas de l'installation représentée sur la fig. 1. En cas d'élévation de température anormale dans la cuve de réacteur, la différence de densité entre le liquide de piscine et l'eau de refroidis- sement du réacteur sera suffisamment grande pour qu'un courant d'eau de piscine puisse s'écouler à travers l'orifice inférieur de fermeture 52. A la place de la pompe auxiliaire 57 et dans le même but, une installation nucléaire suivant l'invention peut être équi- pée d'une pompe auxiliaire qui est entraînée par un moteur spécial, auquel cas ce moteur est de préférence couplé au moteur qui est raccordé à la pompe 48, de telle manière qu'il s'arrgte en cas d'arrêt ou de forte réduction de vitesse de ce dernier moteur. Un réacteur construit dans l'essentiel de la manière représentée sur l'une quelconque des fig. 1, 4, 5 et 6 peut être également équipé d'une pompe auxiliaire ayant la même fonction que la pompe 57 indiquée sur la fig. 3. Sur la fig. 4, les numéros de référence qui ont été déjà utilisés à propos de l'une quelconque des fig. 1, 2 et 3 désignent les mêmes éléments que sur ces figures. La forme de réalisation représentée sur la fig. 4 diffère de celle de la fig. 3 par le fait que la pompe à Jet d'eau 57 et l'équipement qui lui est associé sont absents et par le fait que le coussin d'air est délimité en partie par le couvercle 72, tandis que le corps en cloche 50' est supprimé. Au sommet de la cuve de réacteur 41 est formé un resserre- ment relativement étroit, cylindrique circulaire dans l'ensem- ble, qui est fermé de manière étanche à la pression au moyen du couvercle de piscine 72. La piscine est maintenue à une pression d'au moins 15 bars au moyen d'une chaudière à vapeur 24. Un coussin de gaz 73, sous la forme d'un espace rempli de vapeur d'eau, est délimité dans le resserrement précité entre le couvercle de piscine 72 et un volume d'eau de refroidisse- ment présent dans le resserrement. Une couche limite relative- ment mince, contenant une solution diluée d'acide borique, est située à mi-distance entre les extrémités inférieure et supé- rieure d'un tampon de gradient 63 qui est adapté dans le resser- rement précité et qui, de même que les tampons de gradients décrits précédemment, comprend plusieurs canaux verticaux min- ces. Un transducteur supérieur et un transducteur inférieur, plus précisément deux couples thermoélectriques 69 et 70 res- pectivement, sont disposés dans le tampon de gradient 63, la distance verticale entre ces couples thermoélectriques étant plus grande que l'épaisseur de la couche limite précitée au cours du fonctionnement normal du réacteur. Dans l'état de fonctionnement décrit en référence à la fig. 4, le transducteur 69 est seulement:enh.contact avec un liquide dont la température est la mOme ou approximativement la même que celle de l'eau de refroidissement qui quitte la chambre d'échappement 44 de la cuve de réacteur, alors que le transducteur 70 est seulement en contact avec un liquide dont la température est égale ou approximativement égale à la température moyenne de la solution d'acide borique contenue dans la piscine. Un générateur de valeur supérieure de référence 69', sous la forme d'un couple thermoélectrique, est disposé au-dessus du tampon de gradient 63 et un générateur de valeur inférieure de référence 70' est placé au-dessous de* ce tampon. Une conduite d'échappement 71 est intercalée hydrauliquement entre l'échangeur de chaleur 47 et la chambre d'échappement. Contrairement aux conduites cor- respondantes 30 et 46 représentées sur les fig. 1 et 3, la conduite d'échappement 71 n'est pas raccordée directement à la chambre d'échappement de la cuve de réacteur, mais reliée hydrauliquement à cette chambre par l'intermédiaire d'un espace 74 qui est rempli de liquide de refroidissement du réacteur et compris entre la couche limite mentionnée ci-dessus et la cous- sin de gaz 73 formé de vapeur d'eau. La cuve de réacteur 42' comporte un orifice supérieur de fermeture 75 et un orifice inférieur de fermeture 76. Dans ce dernier orificede fermeture est adapté un tampon de gradient cylindrique circulaire 64', constitué par au moins un corps de matière alvéolaire. Dans le tampon de gradient, deux couples thermoélectriques 61 et 62 sont placés à une distance verticale mutuelle l'un de l'autre, tandis que deux générateurs de référence 61' et 62', réalisés-sous la forme de couples ther- moélectriques, sont disposés respectivement au-dessus et au- dessous du tampon de gradient. Les signaux provenant des transducteers 61, 62, 61', 62' sont délivrés à un système de commande qui règle la position de la couche limite dans la tampon de gradient inférieur 64 de telle manière que la couche limite entre le liquide relati- vement chaud de refroidissement du réacteur et le liquide de piscine relativement froid soit maintenue, au cours du fonc- tionnement normal, dans la région comprise entre les transduc- teurs 61 et 62. Si la couche limite a tendance à se déplacer jusqu'à un niveau trop bas, la vitesse de la pompe de circula- tion 48 estréduite, ce qui fait que la couche limite est remontée à un niveau plus haut, et vice-versa. Le réacteur est équipé de deux tuyaux d'évacuation 65 et 165 pour le liquide de piscine, munis de soupapes d'échappement 65' et 165' respec- tivement. Les soupapes 65' et 165' sont actionnées respective- ment par les dispositifs de manoeuvre 115 et 115' commandables automatiquement. Le tuyau d'évacuation 65 comporte un orifice d'admission inférieur qui est situé a la partie basse du tam- pon de gradient inférieur, ainsi qu'un orifice d'admission 65" situé dans l'espace supérieur de la piscine. L'orifice d'ad- mission 65" est réalisé de préférence avec une résistance hydraulique relativement grande, mais avec une faible zésis- tance à un courant de vapeur. Le rôle de l'orifice 65" est de laisser s'échapper la vapeur en cas de rupture du tuyau 65 à l'extérieur de la piscine. Les transducteurs 69', 69, 70, 70' délivrent des signaux à un système de réglage dont le r8le est d'assurer que la couche limite dans le tampon de gradient supérieur se trouve entre 69 et 70. PuiÈqu'il ne se produit pas d'écoulement conti- nu à partir du réacteur vers la piscine, la température dans la partie supérieure du tampon de gradient 63 baisse lentement. Au moment o la température au niveau auquel est situé le transducteur 69 est tombée au-dessous d'une certaine valeur, un indicateur de niveau, comprenant les transducteurs 69', 69, , 70' et le microprocesseur 102, applique un signal ' un relais 118 par l'intermédiaire de moyens de transmission des signaux 116 et 117, d'o il résulte que la soupape d'échappe- ment 65M est fermée, l'eau d'alimentation fournie par les tuyaux 67 et 68 ayant alors tendance à augmenter le volume de l'eau du réacteur. Etant donné que la pompe 48 est commandée de façon à maintenir la couche limite du tampon de gradient inférieur à un niveau pratiquement constant, un écoulement d'eau du réacteur vers la piscine se produit dans le tampon de gradient supérieur, c'est-à-dire que de l'eau chaude du réac- teur remplace le liquide froid dans la partie supérieure du tampon de gradient 63, ce qui fait que le transducteur est ramené à une température qui correspond à la position voulue de-la couche limite. Afin d'éviter une augmentation du volume d'eau 74, il est prélevé, à travers la soupape 165', un volume d'eau de piscine égal à celui qui entre à travers les soupapes 68' et 67'. Lorsque la couche limite dans le tampon de gradient supérieur occupe une position normale (entre 69 et 70), la soupape 65' est ouverte et la soupape 165' est fermée. Le courant fourni par les tuyaux 68 et 67 est égal au courant de sortie à travers la soupape 65'. Tl n'est généralement pas nécessaire de prendre des mesures pour éviter que la couche limite s'abaisse au-dessous du traneducteur En raison du fait que l'extrémité inférieure du tuyau d'évacuation de réglage 65 est placée dans le tampon de gradient 64, il se produit continuellement un renouvellement du liquide de la couche limite dans le tampon de gradient inférieur et une caractéristique assez constante de cette couche limite peut être maintenue. Du fait de ce renouvellement et du fait de l'action du système automatique de commande de température, un petit courant d'eau du réacteur quitte tout le temps le circuit primaire. Du fait que l'orifice d'admission inférieur du tuyau de réglage 65 est situé dans l'orifice inférieur de fermeture ou au voisinage de celui-ci, il ne se mélange pas de fraction appréciable de ce courant d'eau du réacteur avec le liquide de piscine. Ainsi, au cas ou l'eau du réacteur con- tiendrait des substances radioactives pour une raison quelcon- que, un rejet de ces substances dans le liquide de piscine est pratiquement exclu. Lorsqu'un signal indiquant une couche limite trop haute dans le tampon de gradient supérieur est produit, la soupape d'évacuation 65' est fermée et la soupape d'évacuation 165' est ouverte. De la sorte, une quantité d'eau du réacteur arri- vant par le tuyau 66 expulse du tuyau 165 la même quantité de liquide de piscine, d'o il résulte que le niveau du liquide de 24 - piscine et, par suite, la couche limite s'abaissent. Le signal provenant des traneducteurs 61', 61, 62, 62' est délivré à un microprocesseur 101 qui opère conformément à l'organigramme reproduit sur la fig. 4a, dans lequel les valeurs des signaux respectifs sont désignées par T61 T61 T62, T62,. Si la couche limite s'élève à un niveau au-dessus du-point de mesure du transducteur 61, une impulsion positive est produite à la sortie du microprocesseur, c'est-à-dire que U = 1. Si la couche limite tombe au-dessous du point de mesure h du transducteur 62, une impulsion négative est par contre délivrée, c'est-à-dire que U = -1. Lorsque la couche limite est comprise entre les points de mesure des transducteurs 61 et 62, il n'est pas produit d'impulsion, c'est-à-dire que U = 0. Les signaux de sortie du microprocesseur sont transmis à un inté- grateur numérique 103 dont la valeur de sortie est délivrée à un convertisseur numérique/analogique 104. Le cbté sortie de ce dernier est connecté, par l'intermédiaire d'un commutateur 106', au circuit de commande d'un convertisseur de fréquence commandé 105 qui est connecté par sa sortie à un moteur asyn- chrone raccordé mécaniquement à la pompe de circulation 48. La fréquence du convertisseur de fréquence et, de préférence, sa tension également varient en fonction de la tension de commande appliquée. Bn cas de commande manuelle de la vitesse de la pompe, le commutateur 106' est placé dans sa seconde posi- tion; le convertisseur de fréquence 105 recevant alors sa ten- sion de commande d'une source de tension 106 réglable manuel- lement. Lorsqu'un réacteur suivant l'invention est fermé, le circuit primaire du réacteur contient une solution aqueuse dont la teneur en bore dépasse avec une large marge celle qui est nécessaire pour empêcher une réaction en chaîne dans le réacteur, alors que le volume de piscine environnant est rempli d'une solution aqueuse ayant approximativement la même concentration de bore. Le démarrage du réacteur est effectué par l'introduction d'eau pure dans l'eau qui se trouve dans le circuit primaire, tandis que la quantité correspondante d'eau boratée quitte en même temps la piscine. Les tuyaux d'admission et les tuyaux d'évacuation nécessaires à cet effet et à des fins de réglage ne sont représentés que sur la fig. 4, mais on admettra que les canalisations correspondantes sont prévues dans les autres formes de réalisation de l'invention représen- tées sur les dessins. Dans les formes de réalisation représentées sur les fig. 3, 4, 5 et 6, l'orifice inférieur ou supérieur de fermeture est muni d'un dispositif capable d'absorber un certain volume de gaz, ce qui donne lieu à un tampon de gaz. Un tel tampon de gaz est superflu au cours du fonctionnement normal, mais il est très avantageux lorsqu'on doit procéder au démarrage d'un réacteur fermé. Au début de ce démarrage, la piscine est tout d'abord mise sous pression à l'aide du générateur de pression 24, et la pompe de circulation 48 est mise en marche et entraînée à faible vitesse; la déboratation de l'eau de refroi- dissement du réacteur est alors effectuée par introduction d'eau pure dans le circuit primaire par le tuyau d'arrivée 66, tandis qu'un courant égal d'eau boratée quitte en même temps la piscine par le tuyau d'évacuation 65. A l'aide du tampon de gaz précité, on évite alors que du liquide de piscine s'écoule dans la cuve de réacteur 42' au stade o la diffé- rence de température entre l'eau de refroidissement du réac- teur et le liquide de piscine est très petite. Un tel tampon de gaz est indiqué sur la fig. 4b qui représente, à une échelle relativement grande, la partie cylindrique circulaire inférieu- re de la cuve de réacteur 42', ainsi qu'un corps annulaire 107 fixé à cette partie cylindrique circulaire et comprenant deux éléments cylindriques circulaires 120 et 121 disposés coaxia- lement qui délimitent, avec une partie intermédiaire 121' de forme annulaire plane, un canal annulaire ouvert 122. Un corps 123 en forme de cuvette est disposé coaxialement entre les éléments cylindriques circulaires 120 et 121 et raccordé hydrauliqueme-t à la conduite d'évacuation 65. Un gaz, par exemple de l'azote, a été introduit dans le canal 122 par un tuyau à gaz 124, ce qui fait qu'un coussin de gaz, formé au-dessus du niveau 125 du liquide de piscine, constitue avec les corps 107 et 123 un tampon à gaz. Le tampon de gra- dient 64 comprend deux disques circulaires 64' et 64" qui sont placés dans un corps creux cylindrique circulaire, avec un intervalle intermédiaire 64"'. Au démarrage du réacteur, la vitesse de la pompe de cir- culation 48 est augmentée graduellement tandis que s'élève la température de l'eau de refroidissement du réacteur. Au cours du fonctionnement normal, la température du réacteur est maintenue à la valeur voulue au moyen du système de commande automatique qui est prévu à cet effet et qui com- prend un couple thermoélectrique 106, un convertisseur analo- gique/numérique 108', un organe de réglage de la valeur voulue 109 pour la température requise de l'eau à la sortie du coeur, un soustracteur 110, unsommateur 111, un régulateur 112, un dispositif d'actionnement 113 pour la soupape 67' qui est interposée dans un tuyau d'admission 67 pour de l'eau sous pression ayant une très faible concentration d'acide borique si celui-ci est présent, un dispositif d'actionnement 114 pour la soupape 68' qui est interposée dans un tuyau d'admis- sion 68 raccordé à un récipient de pression (non représenté) contenant de l'eau fortement boratée, ainsi qu'un dispositif d'actionnement 115 pour la soupape 65'. les conduites 68 et 67 sont raccordées au système primaire du réacteur par un tuyau d'arrivée commun 66 qui traverse la paroi de la piscine. Le régulateur 112 est du type PI, c'est-à-dire proportion- nel et intégrateur. Si le signal de sortie du régulateur 112 est positif, ce qui se produit pour une trop basse température dans la chambre d'échappement 44, ce signal est délivré au dispositif d'actionnement 113, ce qui fait que la soupape 67e est ouverte, tandis que le signal de commande pour le disposi- tif d'actionnement 114 est très petit - moins de 10 % de sa valeur maximale. Par contre, si le signal de, sortie du régulateur est négatif, la valeur absolue de ce signal est donnée en tant que signal de commande pour le dispositif d'actionnement 114, ce qui fait que la soupape 68' est ouverte, tandis que le signal de commande pour le dispositif d'action- nement 113 est très petit - moins de 10 % de sa valeur maximale. Le fait que le sommateur 111 délivre au dispositif d'actionne- ment 115 un signal de commande qui est plus grand que les très petits signaux mentionnés ci-dessus, dès que l'un quelcon- que des dispositifs 113 et 114 reçoit un signal de comnande plus grand que zéro, a pour conséquence que du liquide de pis- cine quitte la piscine par le tuyau d'évacuation 65 à chaque alimentation en eau relativement pure ou boratée par le tuyau d'arrivée 66. Une condition pour que cela se produise est que l'élément de contact d'un relais 118, prévu pour le contrôle de la couche limite dans le tampon de gradient supérieur, soit dans la position représentée sur la fig. 4, ce qui est le cas tant que la couche limite n'est pas située au-dessus d'une certaine région admissible pour la couche limite. La position de la couche limite est contrôlée au moyen d'un dispositif de commande qui, en plus du relais 118, comprend les quatre transducteurs 69', 69, 70, 70' disposés dans le tampon de gra- dient supérieur 63, un microprocesseur 102 connecté à ces transducteurs, un convertisseur de signaux 116 et un disposi- tif générateur d'impulsions 117. Le microprocesseur 102 est construit et monté de la même manière que le microprocesseur 101 et l'organigramme reproduit sur la fig. 4a s'applique au microprocesseur 102 si on le modifie en remplaçant les signaux de sortie T61 T61," T62, T62' par les signaux de sortie des transducteurs 69, 69', 70 et 70' respectivement, et si l'on remplace respectivement les désignations 61 et 62 qui figurent dans le texte par les désignations 69 et 70. A l'arrivée d'un signal 1 en entrée, le convertisseur de signaux 116 produit un signal de sortie de 24 volts. Dans les autres cas, le signal est zéro. Chaque fois que le signal en-entrée du générateur d'impulsions 117 passa de 0 à 24 volts, une impulsion de 24 volts est produite du côté sortie du générateur d'impulsions et, à ce moment, le relais à deux positions 118 prend une posi- tion de contact différente de celle qui est indiquée sur le dessin, pendant un intervalle de temps qui est égal à la lon- gueur de l'impulsion. L'impulsion a été déclenchée en consé- quence d'une élévation de la couche limite dans le tampon de gradient supérieur. Dans la forme de réalisation de l'invention représentée sur la fig. 5, la chambre d'échappement 44' comprend un élément en forme de cloche 121 qui est disposé coaxialement par rapport au sommet d'une partie tubulaire de la chambre d'échappement et est fixé sur ce sommet. L'élément en cloche 121 entoure un tampon de gradient annulaire 120. De même que dans le tampon de gradient 63 représenté sur la fig. 4, deux couples thermo- électriques (non représentés) sont disposés à distance verticale l'un de l'autre. Ils sont compris dans un système de réglage, de la même manière que les transducteurs 69 et 70 représentés sur la fig. 4. L'extrémité supérieure de l'élément en cloche 121 comporte un tuyau traversant 122. Au cours du fonctionne- ment normal du réacteur, le tampon de gradient présente, à mi-hauteur, une couche limite entre de l'eau de piscine forte- ment boratée et de l'eau de refroidissement du réacteur, fai- blement boratée ou pure, l'eau de refroidissement du réacteur remplissant la partie du cylindre 121 située au-dessus de la couchàe limite et le tuyau 122. De la même manière que sur les autres dessins, la piscine comporte à son sommet un resserre- ment étroit 123, cylindrique circulaire dans l'ensemble. Au haut de cette partie se trouve, au cours du fonctionnement normal, un coussin de gaz 124 qui est en communication avec la chaudière à vapeur 14. L'extrémité supérieure du tuyau 122 s'ouvre dans le coussin d'air 124. La chambre d'échappement 44' est reliée à l'échangeur de chaleur 47 par un tuyau d'échappe- ment 125 qui est soudé a la chambre d'échappement 44' au- dessous du tampon de 7radient supérieur 120. Le réacteur représenté sur la fig. 6 comporte un tampon de gradient supérieur 120', correspondant au tampon de gradient représenté sur la fig. 5, et un élément en cloche 121', correspondant au corps en cloche 121. Le corps 121' communique, par un tuyau 122', avec un coussin de gaz 124'. La partie du corps 121' oui est située au-dessus du tampon de gradient 120', ainsi que le tuyau 122' sont remplis d'eau de refroidissement du réacteur au cours du fonctionnement normal. La surface limite entre le coussin de gaz 124' et le liquide de piscine se trouve dans un tampon de gradient supplémentaire 126 qui est situé au-dessus du tampon de gradient 120'. La couche limite entre le liquide de piscine et l'eau de refroidissement du réacteur se trouve dans la partie moyenne du tampon de gradient 120'. Une conduite d'échappement 127 s'ouvre dans le corps 121' au-dessus du tampon de gradient 121'. La distance verticale entre l'orifice supérieur de ferme- ture et l'orifice inférieur de fermeture LHR, LH', j'Hn ntLH" HI"" est, dans tous les cas, au moins sept fois et, de préfé- rence, au moins huit fois plus grande que la dimension verti- cale du coeur qui, sur les dessins, est désignée respective- ment par L, L', L", L"' et L"". Dans tous les cas, le générateur de pression 24 peut être remplacé par un élément chauffant électrique qui est placé dans le liquide de piscine, dans la partie supérieure en forme de col de la piscine. Les réfrigérants 128 représentés sur les dessins ne sont indiqués (à l'exception de la fig. 3) que pour suggérer leur fonction de refroidissement. En réalité, ils sont placés dans la partie haute de la piscine, afin d'éviter un vidage de la piscine en cas de fuite. De préférence, plusieurs échangeurs de chaleur seront disposés dans des poches correspondantes dans le "plafond" du corps de la piscine, chacun de ces échangeurs de chaleur comprenant plusieurs tubes verticaux de refroidissement. Dans ce cas, chaque groupe de tubes de refroidissement peut être avantageusement entouré par un corps cylindrique circulaire dans l'ensemble et équipé d'une pompe électrique, au moyen de laquelle l'eau de piscine est forcée le long des tubes de refroidissement. L'indication d'une couche limite entre liquide de piscine et eau du réacteur est effectuée - dans l'équipement de commande décrit ci-dessus - au moyen d'un indicateur de niveau compre- nant un certain nombre de transducteurs sous la forme de couples thermoélectriques, en tirant donc profit du fait que l'eau du réacteur et le liquide de piscine sont différents en ce qui concerne les températures. Etant donné que les deux liquides sont également diffé- rents quant à d'autres propriétés physiques, il est possible d'utiliser des transducteurs relatifs à ces propriétés à la place des transducteurs décrits, par exemple des transducteurs de résistivité électrique ou des transducteurs d'indice de réfraction. Il est également possible d'utiliser un indicateur de niveau comprenant un élément résistant vertical, disposé de sorte que son milieu soit dans la région de la couche limite normale. La résistance électrique de cet élément indique la hauteur de la couche limite. Par exemple, le minimum de résis- tance apparaît lorsque l'élément est complètement entouré de liquide froid. PVENDICATIONS 1. Installation nucléaire qui comprend un coeur de réacteur (9; 43) rempli d'eau, enfermé dans une cuve de réacteur (6; 42) et muni de canaux de refroidissement verticaux, la cuve de réacteur comprenant une chambre d'admission (12'; 45) et une chambre d'échappement (19; 44) pour l'eau de refroidissement; un échangeur de chaleur (7; 47) ou similaire; une piscine (1; 41) qui est remplie sous pression d'un liquide de piscine absorbant les neutrons; au moins une conduite d'échappement (18"; 46; 71; 125; 127) reliant l'échangeur de chaleur et la chambre d'échappement; au moins une conduite d'admission (16; 49) reliant la chambre d'admission et l'échangeur de chaleur; et une pompe de circulation (17; 48) intercalée dans le circuit primaire du réacteur, cette pompe de circulation étant agencée de manière à assurer, au cours du fonctionnement normal, un courant pratiquement constant d'eau de refroidissement du réacteur à travers le coeur; la cuve de réacteur étant dispo- sée dans la piscine, la chambre d'admission et la chambre d'échappement étant respectivement en communication avec le liquide de piscine par un orifice inférieur (33'; 52; 76) et un orifice supérieur (28'; 28"; 75) de fermeture du réacteur, et le coeur de réacteur étant intercalé, non seulement dans le circuit primaire, mais aussi dans un circuit de fermeture qui comprend la chambre d'admission, l'orifice inférieur de ferme- ture, la piscine, l'orifice supérieur de fermeture et la chambre d'échappement, ce circuit de fermeture ayant une ten- dance inhérente au forcement du courant qui, en présence du courant d'eau de refroidissement à travers le coeur du réac- teur, donne lieu à une différence de pression régnant dans le circuit de fermeture, cette différence de pression étant contrecarrée et équilibrée par la chute de pression régnant à travers le coeur du réacteur du fait du courant traversant d'eau de refroidissement du réacteur, ce qui fait qu'il ne se produit pas de pénétration appréciable de liquide de piscine dans le circuit primaire, caractérisée en ce que la partie de la cuve de réacteur qui est remplie d'eau de refroidissement présente.une--étendue.vei'ticaléc qui constitue une partie prédo- minante de l'étendue verticale de la cuve de réacteur, et en ce que la tendance inhérente au forcement du courant est assurée dans l'essentiel par au moins un système, connu en soi, propre à forcer un courant de liquide avec une différence de pression de forcement qui est pratiquement indépendante du volume de la quantité de liquide forcée par le dispositif. 2. Installation nucléaire selon la revendication 1, carac- térisée en ce que les éléments du réacteur appartenant au circuit primaire et disposés dans la piscine sont garnis d'une couche d'isolation thermique (60) qui recouvre la majeure partie de leur surface totale dirigée vers le liquide de pis- cine, de telle manière que la température moyenne du liquide de piscine, au cours du fonctionnement normal du réacteur, soit inférieure d'au moins 502C à la température de l'eau de refroidissement qui s'écoule hors de la conduite d'échappement (18"; 46; 71; 125; 127), le niveau (26) de l'eau de refroidis- semeAt du réacteur à l'orifice supérieur de fermeture étant ainsi à une hauteur telle, au-dessus du niveau du liquide de piscine à l'orifice inférieur de fermeture (33'), que la dif- férence de poids entre une colonne imaginaire de liquide de piscine de cette hauteur et une colonne imaginaire d'eau de refroidissement de m8me dimension, présentes dans la cuve de réacteur (6), soit suffisamment grande pour que la différence correspondante, en ce qui concerne les pressions statiques maximales des deux colonnes, constitue une partie prédominante de la différence de pression régnant dans le circuit de ferme- ture. t - 3. Installation nucléaire selon la revendication 2, carac- térisée en ce que la piscine (1; 41) comprend un réfrigérant (128) fixé dans la piscine, ce réfrigérant comportant un tuyau d'admission (130) et un tuyau de retour (129) pour un fluide de refroidissement, une partie prédominante de la surface totale de refroidissement du réfrigérant étant placée au con- tact du liquide de piscine, le tuyau d'admission et le tuyau de retour étant raccordés à un système spécial de réception de chaleur (131) disposé à l'extérieur de la piscine. 4. Installation nucléaire selon la revendication 1, carac- térisée en ce qu'une partie de la différence de pression de forcement de courant qui règne dans le circuit de fermeture provient d'une pompe à liquide (57) agencée de manière à agir dans le circuit de fermeture. 5. Installation nucléaire selon la revendication 4, carac- térisée en ce que la pompe à liquide (57) est accouplée à la pompe de circulation (48) de telle manière qu'une augmentation ou une réduction de la différence de pression produite par la pompe de circulation entraîne une augmentation ou une réduc- tion correspondante du débit de la pompe à liquide. 6. Installation nucléaire selon la revendication 4, carac- térisée en ce que la pompe à liquide est une pompe à jet d'eau (57), dans laquelle le jet d'eau fait- artie du courant d'eau de refroidissement forcé par la pompe de circulation. 7. Installation nucléaire selon la revendication 1, carac- térisée en ce que la différence de hauteur (AHI; AEl'; H "; X "'; b "") entre l'orifice supérieur de fermeture et l'orifice inférieur de fermeture est au moins sept fois plus grande que la dimension verticale (L; L'; IL"; L"'; L"") du coeur. 8. Installation nucléaire selon la revendication 1, carac- térisée en ce que toutes les parties de la ou des conduites d'admission et de la ou des conduites d'échappement qui sont situées dans la piscine (3) sont disposées au-dessus du bord supérieur du coeur de réacteur (9) et à une distance de celui-ci qui correspond au moins à 20 % de la hauteur de liquide maximale de la piscine. 9 Installation nucléaire selon la revendication 1, carac- térisée en ce que l'orifice supérieur de fermeture et l'orifi- ce inférieur de fermeture sont munis respectivement de tampons de gradient supérieur (28; 63; 120) et inférieur (33; 64), comprenant plusieurs canaux verticaux disposés c8te à c8te. 10. Installation nucléaire selon la revendication 1, carac- térisée en ce qu'au cours du fonctionnement normal, l'eau de refroidissement présente dans la chambre d'échappement est séparée de l'eau de piscine au moyen d'un coussin de gaz (50) situé à l'extrémité supérieure de la cuve de réacteur, la surface (25') du liquide de piscine contiguë au coussin de gaz étant située à un niveau plus élevé que la surface (26') de l'eau de refroidissement du réacteur contiguë au coussin de gaz. 11. Installation nucléaire selon la revendication 1, carac- térisée en ce que la piscine est maintenue sous pression au moyen d'un dispositif générateur de vapeur (24) muni d'une source de chaleur appropriée. 12. Installation nucléaire selon la revendication 1, carac- téris'ée en ce que l'orifice inférieur de fermeture (76) est muni d'un tampon de gradient (64) réalisé avec plusieurs canaux verticaux, ainsi que d'un tampon à gaz (107, 123) dont le tuyau d'alimentation en gaz (124) s'ouvre à l'extérieur de la piscine. 13. Installation nucléaire selon la revendication 1, carac- térisée en ce que la pompe de circulation (48) est agencée de manière à être entraînée par un système moteur (48', 105) à vitesse réglable, et en ce que le circuit de commande du système moteur est raccordé, par des moyens de transmission de signaux (103, 104), à un indicateur de niveau (61', 61, 62, 62', 101) disposé dans 1'orifice inférieur de fermeture, pour indi- quer la position d'une couche limite entre l'eau de refroidisse- ment du réacteur et le liquide de piscine, cet indicateur de niveau étant agencé dû façon à délivrer un premier signal pour une position relativement haute de la couche limite et à délivrer un second signal pour une position relativement basse de la couche-limite, ce qui fait que le premier signal donne lieu à une élévation de la vitesse de rotation de la pompe de circulation, tandis que le second signal donne lieu à une réduction de cette vitesse. 14. Installation nucléaire selon la revendication 1, carac- térisée en ce qu'un indicateur de niveau (69', 69, 70', 70, 102) est disposé dans l'orifice supérieur de fermeture, pour indiquer la position d'une couche limite entre l'eau de refroi- dissement et le liquide de piscine, cet indicateur de niveau étant agencé de façon à délivrer un signal pour une position relativement haute de la couche limite, l'installation nuclé- aire comprenant un premier tuyau de réglage (66) pour ajouter de l'eau de réacteur au circuit primaire; un dispositif à soupapes (67', 113, 68', 114) pour le premier tuyau de réglage; un deuxième tuyau de réglage (65); un troisième tuyau de régla- ge (165); une première soupape d'évacuation (65') corireandable à distance, intercalée dans le deuxième tuyau de réglage; une deuxième soupape d'évacuation (165') commandable à distance, intercalée dans le troisième tuyau de réglage (165); un relais (118) ou similaire, le deuxième tuyau de réglage (65) présen- tant un orifice d'admission au voisinage de l'orifice inférieur de fermeture (76), le troisième tuyau de réglage (165) présen- tant un orifice d'admission pour le liquide de piscine à la partie supérieure de la piscine, le relais étant agencé de manière à coupler la première soupape d'évacuation (65') avec le dispositif à soupapes (67', 113, 68', 114) dans une première position du relais et à coupler la deuxième soupape d'évacua- tion (165') avec le dispositif à soupapes dans une seconde posi- tion du relais, de telle manière que le courant d'arrivée du premier tuyau de réglage (66) soit égal au courant de départ du deuxième (65) ou du troisième (165) tuyau d_ réglage, le relais étant agencé de façon à prendre sa seconde position de relais en réponse audit signal. 15. Installation nucléaire selon la revendication 1, carac- térisée en ce que l'un au moins des orifices de fermeture est équipé d'un tampon de gradient (63, 64) comprenant plusieurs canaux verticaux disposés c8te à c8te, en ce qu'au cours du fonctionnement normal du réacteur, le liquide de piscine présent dans la piscine (41) et le liquide de refroidissement présent dans la cuve de réacteur (42) présentent une différence mutuelle mesurable en ce qui concerne une certaine propriété physique, et en ce qu'un transducteur supérieur (69, 61) et un transducteur inférieur (70, 62) sensibles à cette propriété sont disposés ' distance verticale mutuelle l'un de l'autre dans le tampon di gradient.