Brevet FR2555795A1 — publié le 19850531

COMBINAISON PERFECTIONNEE DE GAZ MARQUE ET DE GAZ DE COUVERTURE DANS UN REACTEUR NUCLEAIRE Le gouvernment des Etats-Unis détient des droits sur cette invention en vertu du Contrat No. W-31-109-ENG-38 entre le Ministère de l'Energie des Etats-Unis et l'Université de Chicago agissant pour le compte de l'Argonne National Laboratory. Un réacteur nucléaire typique comprend un coeur dans lequel se trouve l'élément combustible a réactions en chaînes. En règle générale, L'élément combustible peut être sous forme de pastilles de U235, de U238 ou Pu239 enveloppées dans des gaines caloporteuses anticorrosives pour former un élément combustible allongé (connu également sous le nomn d'aiguille ou barreau combustible). Un certain nombre d'éléments combustibles sont rassemblés et montés dans un assemblage combustible de plus grande dimension. Les assemblages combustibles sont placés ensuite dans une matrice espacée prédéterminée à l'intérieur du coeur du réacteur, avec des modérateurs ou autre mécanisme de contrôle situé dans une autre matrice prédéterminée à l'intérieur du coeur. La présence contr8ôlée des éléments combustibles et des moyens de régulation déterminent l'importance de la réaction nucléaire au moyen de laquelle le bombardement par neutrons permet le chaufface des éléments combustibles et des structures qui entourent le coeur. Un réfrigérant parcourt le coeur et les assemblages combustibles et passe sur les éléments combustibles de manière à les refroidir. A son tour, le réfrigérant traverse un échangeur de chaleur au moyen duquel un deuxième réfrigérant, généralement de la vapeur ou de l'eau, est réchauffé, le second réfrigérant subisant alors une expansion au moyen d'un matériel approprié d'expansion de vapeur servant à produire une puissance utile destinée, en règle générale, à la production d'éléctricité. Comme indiqué précédemment, chaque élément combustible a une gaine extérieure étanche, réalisée généralement en acier inoxydable ou en zircalloy, de manière à renfermer hermétiquement la matière fissile ellemême et a l'isoler du réfrigérant. Cela est nécessaire, premièrement, afin d'isoler chimiquement l'élément combustible du réfrigérant et, deuxièmement, afin d'empêcher que se dégage tcutproduit de fission radioactif qui peut être engendré lors de la réaction nucléaire. Ainsi, un défaut de la gaine causé par une fusion localisée ou par une rupture peut libérer ces produits de fission qui contamineraient par voie radioactive le réfrigérant en circulation qui affecterait alors le fonctionnement et la maintenance de la centrale. De plus, la fuite d'un élément combustible pourrait entraîner un gonflement qui, a son tour, serait susceptible de bloquer la circulation du réfrigérant et pourrait endommager le réacteur plus sérieusement encore ou causer des dommages plus coûteux dûs à la surchauffe du réacteur. Par conséquent, il est souhaitable de détecter et de localiser une fuite d'éléments combustibles dès que possible, de manière à être en mesure d'évaluer la situation et de mettre en oeuvre, rapidement, des procédures de remplacement de combustible à un coût minimal et le plus facilement possible au cours de l'arrêt du réacteur qui en résulterait. La plupart des réacteurs modernes de production, et tout particulièrement les surrégénérateurs utilisant un métal liquide tel que le sodium comme réfrigérant, ont un système de réaction scellé avec un gaz inerte de couverture, généralement de l'argon, qui sert de collecteur pour tout gaz de fission transporté dans le réfrigérant en circulation. Pour retirer les gaz de fission, le gaz de couverture doit être extrait du réacteur et traité dans un système de purification de gaz de couverture tel qu'un lit de charbon maintenu a une température cryogénique permettant le retour au réacteur du gaz de couverture épuré. Les gaz de fission comprennent habituellement les isotopes radioactifs de xénon et je krypton. Ce système de purification peut fonctionner en continu ou seulement après détection d'une fuite d'élément combustible. Un détecteur d'irradiations gamma est employé généralement dans l'examen du gaz de couverture pour déceler la présence de tout produit de fission gazeux. Cependant, ce système est peu fiable en ce qui concerne la détection d'éléments spécifiques et il faut donc faire appel à d'autres moyens dans le but de poursuivre les travaux d'identification de la fuite d'élément combustible ainsi que les travaux d'évaluation de la gravité de celle-ci. Afin de localiser la fuite d'élément combustible, on utilise certains systèmes en vue de prélever un échantillon du gaz de couverture et/ou du réfrigérant circulant dans le réacteur. L'usage de dispositifs de prélèvement s'est montré relativement satisfaisant, permettant la déviation d'une section du réfrigérant dans des assemblages combustibles sélectionnés vers un appareillage de prélèvement d'échantillons à distance. Cependant, dans ce système il faut assembler préalablement des grappes de canaux de refroidissement et vannes et, par conséquent, il ne serait pas d'un emploi pratique dans la plupart des réacteurs à production existants actuellement et ne disposant pas de l'équipement nécessaire. Le concept de marquage de gaz est également connu par example dans le brevet américain No.3,632,470 attribué-a General Electric Company, et dans les brevets américains Nos.3,663,363 et 3,746,614 attribués au gouverner-ent des Etats-Unis. Dans le marquage de gaz, on obtient des combinaisons uniques des isotopes stables d'un gaz en séparant ces isotopes selon des taux de concentration distincts pour chaque isotope.. Les combinaisons uniques de ces isotopes ainsi qu'un gaz de remplissage, de l'hélium par exemple, sont scellés ensuite dans les différents éléments combustibles au fur et à mesure de leur production. Le gaz de remplissage pourrait comprendre 90 % du mélange gazeux et aurait une bonne conductivité thermique entre l'élément combustible et la gaine d'élément combustible. Les différents éléments combustibles avec leurs marques uniques seraient classés en fonction d'une matrice dans le coeur du réacteur. Lors d'une rupture de la gaine d'élément combustible, le mélange unique de gaz marqué s'échapperait en direction du réfrigérant et serait acheminé finalement vers la zone du gaz de couverture. Une analyse spectrométrique de masse portant sur le gaz de couverture décèlerait la présence pondérée des isotopes et identifierait, donc, le gaz marqué unique. La fuite dans l'assemblage combustible pourrait alors être identifiée en fonction du classement matriciel. Le brevet US-A-3,632,470 propose l'utilisation des trois isotopes de néon de type stable et non-radioactif qui suivent: Ne20Ne21et Ne22 Toutefois, cette méthode ne s'est pas révélée opérationelle dans la pratique en raison du fait que la masse des atomes du gaz de couverture (généralement de l'argon) est presque le double de celle des atomes du néon marqué. Ainsi, sur un spectromètre de masse, un isotope d'argon à ionisation double (AR 40++) a un aspect presqu'identique a un isotope à ionisation simple (Ne20) et, par conséquent, il est difficile, voire impossible, de faire une analyse précise. Le brevet US-A-1,G63,363 propose d'utiH sr les isotopes de xénon 124-130 comme moyens de marquage. Bien que, normalement, ces Isotopes ne fassent pas partie des produits de fission produits lors de la réaction, les isotopes de xénon 131-136 et krypton 83-86 sont les produits de fission gazeux les plus courants. Par conséquent, le système de détection de marques doit chercher a séparer les isotopes de marquage et de fission appartenant a la même famille de xénon, ce qui diminue considérablement, sans doute, la concentration des isotopes de marquage. Lorsqu'il est possible d'arrêter le système de purification du gaz de couverture et de ne faire fonctionner que le système de prélèvement de gaz marqués, les marques de xénon sont diluées dans la nappe formée par le xénon en tant que produit de fission et il devient de plus en plus difficile de distinguer entre les marques et les gaz de fission. Malgré ces défauts, les systèmes de détections de marque de ce type ont été utilisés pendant de nombreuses années dans plusieurs surrégénérateurs rapides a métal liquide avec des degrés de succès variables. Alors qu'il a été proposé d'utiliser de l'hélium et de l'argon comme gaz de couverture dans le surrégénérateur rapide a métal liquide, dans la pratique, l'argon a été utilisé presque systématiquement comme gaz de couverture en raison du fait qu'il est relativement facile de le confiner. Les seuls gaz qui conviennent en tant qu'éléments marqués dans les assemblages combustibles sont les gaz nobles tels que le xénon, le krypton, l'argon et le néon. La présence d'argon de couverture interdit l'usage d'argon marqué compte tenu du fait qu'il est bien évident que les isotopes marqués ne pourraient être détectés sur le fond gigantesque constitué par l'argon naturel. Comme il a été indiqué, il n'est pas possible de faire appel au néon marqué eu égard à la présence d'argon doublement ionisé dans le spectromètre de masse et qui nuit au pouvoir de résolution relatif au néon marqué. Pour toutes ces raisons, la plupart ses systèmes de marquage proposent l'utilisation soit d'isotopes de xénon, soit de mélanges d'isotopes de xénon et de krypton. Le coût important et la grande complexité du marquage de xénon ou de xénon/krypton font que leur usage est déconseillé dans les réacteurs à grande échelle qui nécessitent entre 600 et 800 marques uniques. De surcroît, il est très difficile d'extraire le xénon de l'air et c'est de loin l'élément le plus difficile a enrichir sur le plan isotopique au moyen de colonnes de diffusion thermique. Cela s'explique par le fait que, a mesure que la masse atomique augmente, la différence fractionnéede masse entre isotopes adjacents diminuent. Tandis qu'il est possible d'obtenir du Xe128 à l'état pur, principalement, au moyen de la transmutation de l'iode dans un réacteur thermique (quoique ce procédé soit très coûteux), il n'existe qu'un nombre limité d'enrichissements pour les isotopes stables restants. Ainsi, la masse molaire maximale que l'on puisse atteindre pour les enrichissements et qui soit disponible sur le marché libre est de 40 % pour le e124 eX126 129 Xe12,16 % pour le Xe26 et 70 % pour le Xe 29. De plus, les taux relatifs des isotopes restants sont essentiellement fixes pour tout enrichissement d'un de ces isotopes. Ces considérations imposent des contraintes physiques sévères en ce qui concerne l'éventail des compositions de marque unique que l'on peut obtenir avec un système de marquage de xénon ou de xénon/krypton. Un autre inconvénient, et peut-être le plus important, du système de marquage de xénon/krypton c'est que lorsqu'une gaine d'élément combustible se fissure et que des gaz de fission ont été détectés, le système de purification de gaz de couverture doit fonctionner en continu afin d'éliminer les gaz de fission radioactifs a base de xénon et krypton. Cela signifie que toute marque de xénon ou de krypton qui s'est échappée, sera exposée à ce système de purification et disparaîtra sans doute complètement en peu de temps: autrement dit, en moins de quelques heures. Ainsi, si une marque fait défaut pour une raison quelconque pendant cette brève période, il est probable que la fuite qui a libéré cette marque ne sera pas détectée. Encore un autre inconvénient du système de marquage de xénon ou de xénon/krypton c'est que les principaux taux de marquage varient considérablement lors de l'irradiation dans le réacteur. Les deux méthodes les plus couramment employées pour résoudre ce problème de variations importantes, et qui toutes les deux augmentent le coût du marquage, consistent à: (1) dépister les compositions de chaque marque dans le réacteur par des moyens analytiques et empiriques afin de déterminer l'histoire de l'irradiation; et (2) pourvoir un espacement suffisant entre les taux de marquage voisins de manière à ce qu'aucune marque ne puisse interférer avec une marque voisinante pendant l'irradiation. La nécessité de bien espacer les marques de xénon/krypton comporte un inconvénient supplémentaire, notamment un usage bien plus important des isotopes les plus coûteux. Le brevet US-A- No.3,746,614 préconise l'utilisation des trois isotopes stables Au197, Sb121 et pt198, avec des rapports massiques légèrement différents, dans l'enrobage des éléments combustibles liés par le sodium. Ainsi, les taux de marque uniques des différents éléments combustibles peuvent être déterminés par des analyses spectromètriques de rayonnements gamma, et un classement de marques d'éléments combustibles peut être utilisé pour localiser l'élément dans le coeur du réacteur. Cependant, le réfrigérant doit s'échapper à travers une gaine fissurée et se mettre au contact de l'enrobage de l'élément combustible avant que le. marque résultante ne soit libérée et s'écoule avec le réfrigérant dans la zone de détection. Compte tenu du fait que la marque est un solide, ce système est presque complètement insensible une fuite de gaz. La présente invention se rapporte a une combinaison perfectionnée de gaz de couverture et moyens de marquage destinés à un surrégénérateur rapide à metal liquide, et utilisés dans la surveillance d'un grand nombre d'assemblages combustibles distincts qui sont disposés dans une configuration matricielle a l'intérieur d'un coeur commun de réacteur; l'invention permet une sensibilité et une capacité d'identification accrues en matière d'identification et localisation spécifiques d'une fuite dans un assemblage combustible à l'intérieur de la matrice. Cette invention utilise des lits de charbon séparés maintenus chacun à des températures cryogéniques différentes pour enlever les impuretés du gaz de couverture, y compris le gaz de fission et les isotopes de marquage de gaz, respectivement, qui s'échappent d'un élément combustible scellé lors d'un défaut dans la gaine de l'élément combustible; des moyens de détection comprenant des spectromètres de gaz servant a identifier les isotopes séparés de marquage de gaz; et l'invention utilise, d'une manière spécifique, l'unique combinaison d'hélium comme gaz de couverture d'une part et, d'autre part, les isotopes de néon et d'argon comme isotopes de marquage de gaz. L'invention prévoit spécifiquement l'utilisation des isotopes stables de néon Ne20 Ne21 et et2, r et A40 Ne22 et des isotopes stables d'argon Ar36 Ar38 et Ar40 dans des proportions différentes prédéterminées de manière à définir de nombreuses combinaisons uniques de tels isotopes de marquage de gaz. Chaque combinaison de marques différentes est alors scellée dans un élément combustible avec la matière fissile, bien qu'on pourrait marquer de même manière des éléments combustibles et les placer dans un mgme assemblage combustible. Toute rupture de la gaine de l'élément combustible permet ainsi à la combinaison unique de gaz marqués renfermés dans cet élément combustible et aux gaz de fission générés de s'échapper et de se combiner avec le gaz de couverture. Le gaz de couverture est dirigé dans un premier temps vers le système de purification de gaz de couverture o les impuretés du gaz de fission sont d'abord enlevées du gaz de couverture et la plupart du gaz de couverture épuré peut ensuite être remis en circulation dans le réacteur. Une partie du gaz de couverture épuré est alors acheminé vers le système de prélèvement de gaz marqués o les gaz marqués sont séparés du gaz de couverture épuré. Les gaz marqués ainsi séparés peuvent alors être acheminés vers le spectromètre de masse ou soumis à tout autre système d'analyse de même type afin d'identifier la combinaison unique de marquage de l'élément combustible fuyard qui, conjointement à la matrice programmée des assemblages combustibles, localise l'élément combustible fuyard dans le coeur du réacteur. Ainsi, les gaz de fission et le néon et l'argon marqués sent bien isolés et séparés de l'hélium de couverture par des systèmes complémentaires afin d'obtenir une sensibilité et une précision accrues en matière d'identification des isotopes de marquage. Parmi les avantages de la combinaison d'hélium de couverture et du marquage de l'argon et du néon, on peut citer le faible prix de revient du gaz, la grande stabilité du taux de marquage, l'amélioration de la sensibilité du spectromètre de masse, une bonne conductivité thermique, l'absence d'interférences entre le système de purification de gaz de couverture et celui de séparation de gaz marqués et, enfin, une analyse de gaz marqués en l'absence de gaz de fission radioactifs. Autre caractéristique intéressante des isotopes de néon et d'argon c'est qu'ils disposent, tous les deux, de sections de capture de neutrons très réduites et ont un rendement fissile de presque zéro pour la fission d'uranium ou de plutonium. De cette manière, on peut s'attendre a ce que les taux de marquage du néon/argon varient très peu au cours de l'irradiation dans le réacteur. Compte tenu de la grande stabilité neutronique et des faibles captures par résonance des neutrons rapides et intermédiaires, (1) il ne sera probablement pas nécessaire d'apporter des ajustements analytiques dans le cadre du système de marquage du néon/argon; (2) les taux de marquage peuvent être plus resserrés, ce qui constitue une économie considérable; et (3) la fiabilité en matière de l'identification de ruptures devrait se voir accroître formidablement, surtout si l'on fait la comparaison avec les compositions actuelles de marquage de xénon/krypton et avec les techniques d'ajustement neutronique. Avec un spectromètre de masse, le pouvoir de résolution d'isotopes de néon et d'argon est supérieure a celui des isotopes de xénon/krypton. La raison en est que la différence fractionnée de masse pour deux isotopes voisins de ces gaz plus légers est supérieure à celle de gaz plus lourds comme le xénon ou le krypton. De surcroît, en raison de la présence d'isotopes de gaz nobles non marqués, l'interférence sur le spectromètre de masse est beaucoup moins importante dans le cas du néon et de l'argon que dans celui des gaz "de fond" produits par fission et par vagabondage comme c'est le cas du xénon et du krypton. Il en résulte une plus grande probabilité d'obtenir une sensibilité accrue avec un spectromètre de masse lorsqu'on utilise un système basé sur le marquage de néon/argon que lorsqu'on utilise le système à base de marquage de xénon/krypton. De plus, en règle générale, le néon et l'argon ont une conductivité thermique très supérieure à i0 toutes les températures par opposition aux isotopes de masse plus importante de krypton et de xénon. Bien que la quantité de gaz marqué introduit dans l'élément combustible n'ait pas été limitée, dans la majorité des cas, pour des raisons de transfert de chaleur, les limitations sont encore moindres en ce qui concerne la quantité de néon et d'argon que l'on peut adjoindre a chaque élément combustible que pour celles qui s'imposent lors de l'utilisation de xénon et de krypton. Généralement, le prix de revient pour chaque litre d'isotopes de néon et d'argon est considérablement inférieur a celui des isotopes de xénon et de krypton qui sont plus conventionnels. Il ne s'élève qu'à 5 ou % du prix de ces derniers, ce qui est un facteur substantiel surtout si l'on considère le fait que l'espacement entre les noeuds de marquage est le même, proportionnellement. Le système de purification du gaz de couverture peut fonctionner en continu ou seulement suite 1 une fuite dans un assemblage du groupe 255579S d'assemblages. Avec les marques de néon/argon, 11 est possible de faire marcher le système de purification de gaz de couverture en continu à l'endroit o les isotopes de fission radioactifs seront retirés du gaz de couverture; cela ne nécessite pas une séparation ou réduction significatives de la concentration des traceurs isotopiques. Le système de collection de gaz marqués peut alors recueillir le gaz de couverture purgé pour extraire ou récupérer les indicateurs isotopiques de gaz à des fins d'analyse. De plus, dans la mesure ou les traceurs ne sont pas affectés, pour l'essentiel, par le système de purification de gaz, la concentration de gaz marqués peut se développer dans le gaz de couverture avant de mettre en marche le système de prélèvement de traceurs. Ainsi, on est assuré qu'un échantillon suffisant de ladite concentration a été prélevé pour une identification précise. On peut ajouter qu'en cas de malfonctionnement (dû a une contamination de l'échantillon, une défaillance du spectromètre de masse ou une erreur d'affichage de l'ordinateur etc.), les échantillons suivants de gaz marqués peuvent être prélevés jusqu'à ce que l'on parvienne à faire une analyse satisfaisante. C'est alors seulement que les gaz marqués doivent être séparés du gaz de couverture. La figure 1 est un schéma illustrant un réacteur et son circuit de refroidissement, et montrant de manière spécifique un mode de réalisation préféré de l'invention; La figure 2 est une vue en perspective, partiellement éclatée a des fins de clarté, montrant un assemblage combustible typique destiné à être chargé dans le coeur du réacteur illustré dans la figure 1; l'assemblage étant composé de plusieurs éléments combustibles isolés comme il est montré dans la figure 3; La figure 3 est une vue en coupe d'un élément combustible typique situé dans l'assemblage combustible de la figure 2; et La figure 4 est une vue à découpage partiel d'un coeur de réacteur typique (Fig.l) montrant les canaux dans lesquels se trouvent les assemblages combustibles du type illustré dans la figure 2, suivant une matrice prédéterminée. La figure 1 montre un caisson 10 renfermant un réacteur nucléaire 11 et un échangeur de chaleur 12. Un coeur 13 constitué d'une montage en nid d'abeilles de canaux à extrémités ouvertes 14 (voir la figure 4) se trouve dans le réacteur. Le combustible nucléaire "F" est- destiné à certain tubes situés dans le coeur, suivant une matrice prédéterminée quelconque comme il est montré schématiquement dans la figure 4. Des barres de contrôle ou tout autre système conventionnel de contrôle d'absorption neutronique "C" sont également conçus pour être introduits dans d'autres canaux spécifiques du coeur, suivant une matrice prédéterminée quelconque encore une fois. Les dispositifs de contrôle "C"" sont généralement placés en haut ou en bas du coeur 13 de manière à être présents par rapport au combustible nucléaire "F" qui permet la fission nucléaire et la production de chaleur dans le coeur suite au bombardement par neutrons. Du sodium fondu est utilisé comme agent de refroidissement du réacteur et sert à refroidir le coeur du réacteur ainsi qu'à obtenir la chaleur nécessaire à la production de l'énergie électrique. Sa distribution est assurée par la pompe 15 qui l'achemine dans le réacteur 11 o il descend d'abord dans un espace annulaire entre le coeur 13 et la paroi du réacteur 11, puis il remonte à travers les canaux 14 du coeur de réacteur 13 et passe par le canal 16 en direction de l'échangeur de chaleur 12. Le sodium dans le réacteur transmet sa chaleur à un deuxième flot de sodium fondu isolé dans la bobine 17 de l'échangeur de chaleur, et retourne au réacteur 11 à travers la pompe 15. Le niveau de flottaison du sodium fondu dans le réacteur 11 est indiqué par la ligne interrompue 24, et la vapeur dans l'espace 25 au-dessus du niveau de l'eau traverse le canal 26 en direction de la turbine 27 qui commande le générateur électrique 28. La vapeur sortant de la turbine 27 est condensée dans le condensateur 29 et refoulée par la pompe 30 dans le canal 31 de manière à retourner au générateur de vapeur 22. Le réacteur 11 et l'échangeur de chaleur 12 sont présentés de manière très simplifiée pour permettre plus de clarté, alors qu'en fait ils sont très complexes sur le plan mécanique. Il est nécessaire d'ouvrir le réacteur périodiquement pour renouveler le combustible. Dans le réacteur à refroidissement par métal liquide, ces opérations sont difficiles a mettre en oeuvre puisque le sodium doit être maintenu à une température supérieure a son point de fusion, et qu'il s'agit d'une matière à risque qu'il faut manipuler avec délicatesse. Une fuite de matières radioactives dans le combustible nucléaire situé a l'intérieur du coeur 13, contaminera le sodium réfrigérant, l'échangeur de chaleur 12 et les pompes et tubulures connexes. Une contamination radioactive rendrait ces opérations encore plus difficiles. Comme il a été dit précédemment, la figure 4 est un schéma montrant une coupe horizontale du coeur 13 du réacteur illustré dans la figure 1. Elle présente une disposition typique d'une matrice dans le combustible nucléaire "F ainsi que les moyens de contr8le "C qu'il contient. Le combustible nucléaire "F" est chargé dans un assemblage combustible 35 (voir la figure 2) qui est montré ici avec une bottier hexagonal externe 37. Toutefois, on peut utiliser toute autre section efficace appropriée de forme carrée, rectangulaire etc. qui peut entrer dans le canal 14 de forme correspondante situé dans le réacteur. L'assemblage combustible 35 est composé de sept barreaux ou éléments de combustible 39 qui sont généralement placés côte à c8te et séparés les uns des autres dans le bottier hexagonal 37, un barreau se trouvant à chaque coin du bottier hexagonal et un étant au centre. Deux grilles d'accrochage 40, au moins, dont une seulement est montrée, fixent les différents éléments de combustible 39 dans le bottier 37. La grille d'accrochage montrée ici comprend une virole 42 fixée à la périphérie du bottier 37 et aux supports latéraux 43 qui relient la virole 42 et des colliers séparés 45 placés sur les différents éléments combustibles. Le bottier 37 est ouvert à ses deux extrémités opposées (non montrées ici) de manière d ce que le réfrigérant n'ait pas de mal d traverser axialement le boLttier d'une extrémité ouverte à l'autre dans le canal du coeur, et l'espacement entre les supports latéraux 43 permet le passage axial du réfrigérant Sur et le long des éléments de combustible 39. La figure 3 montre un élément de combustible typique 39 qui, dans un réacteur commercial, serait composé d'un bottier cylindrique 52 d'entre 60 et 180 cm de longueur, et d'un diamétre intérieur qui ne serait peut- être que de 6,35 à 12,70 mm. Plusieurs pastilles de combustible 54, toutes eyant la même forme cylindrique, sont placées dans le bottier 52 et solidairement attachées les unes aux autres par les extrémités sur presque toute la longueur du bottier. Le bottier est fermé par les pièces d'extrémité 56 et 57 qui sont soudées aux extrémités dudit bottier; plus loin se trouve une paroi trouée intermédiaire 59 situé à c6té de la pièce d'extrémité 57. Des ressorts 60a et 60b sont intercalés entre la pièce d'extrémité 56 et la paroi trouée intermédiaire 59, et les pastilles d'éléments de combustible en bout 54a, 54b peuvent resserrer les pastilles de combustible les unets contre les autres. Les pastilles de combustible 54 ont elles-mêmes un diamètre extérieur global plus petit que le diamètreintérieur du bottier 52. Ainsi, il existe un peu de jeu radial et le gaz peut s'écouler axialement le long et à l'intérieur de l'élément de combustible 39, le traversant d'un bout à l'autre. La pièce d'espacement 62 entre la pièce d'extrémité 57 et la paroi intermédiaire 59 est le plénum de gaz et, dans un premier temps, pendant sa fabrication ce plénum 62 est pressurisé par des gaz marqués dans des proportions prédéterminées. Comme il a été signalé plus haut, l'élément combustible est scellé de manière à ce que le gaz marqué et tous les gaz de fission générés plus tard par la réaction des pastilles de combustible 54 sont renfermés à l'intérieur de l'élément combustible, mais peuvent migrer librement tout le long de l'élément de combustible. Selon la présente invention, un système de purification de gaz de couverture est relié par les canaux 65 et 67 et les pompes 68 d l'espacement de couverture de gaz 19; le gaz retourne ensuite à l'espacement 19 du réacteur par le canal 69. Un système de prélèvement et d'analyse des traceurs 72 se trouve en aval du système de purification 64 après le raccord en T du canal 69 et, ainsi, ne reçoit que le gaz de couverture purgé des gaz de fission. Un système de détection ou d'alarme de gaz de fission 78 est compris dans la pompe 79 et il est généralement couplé en parallèle au système de purification de gaz de couverture 64. Ce système fonctionne en continu afin de détecter la présence de gaz de fission dans le gaz de couverture. Ainsi, la pompe 79 fournit en continu un petit échantillon du gaz de couverture au système de détection 78, pour analyse. Le système de purification de gaz de couverture 64 peut fonctionner en continu lors de la marche de la pompe 68; sinon il se mettra en marche dès qu'il aura décelé la présence de gaz de fission dans le gaz de couverture. Le système de prélèvement et d'analyse des traceurs 72 comprend un moyen de prélèvement des traceurs et un moyen d'analyse des traceurs recueillis. Le système de prélèvement est séparé du canal de retour de gaz 69 par une vanne 80 et est également relié à la vanne 82 et au canal 83, pour retourner ensuite au réacteur en passant par le canal 69. Le système d'analyse 84 est couplé par la vanne 86 au système de prélèvement. Le système de prélèvement de traceurs fonctionne avec les vannes 80 et 82 ouvertes et la vanne 86 fermée, et ne marche que lorque des gaz de fission sont décelés dans le gaz de couverture ou lorsque le système de purification de gaz de couverture est en marche. Ainsi, tous les gaz de fission sont retirés dans le système de purification de gaz de couverture 64, et une partie du gaz de couverture purgé traverse le système de prélèvement de gaz 72 en continu ou par intermittence. Le système d'analyse de traceurs 84 fonctionne généralement avec les vannes 80 et 82 fermées et la vanne 86 ouverte, et comprend généralement un spectromètre de masse (non illustré) qui analyse les traceurs spécifiques présents. Les résultats de l'analyse du spectromètre de mase sont souvent imprimés sous forme de graphiques. Seule une petite partie du gaz de couverture qui a traversé le système de prélèvement et d'analyse de traceurs 74 est consommée dans l'analyse, la partie restante étant retournée vers l'espacement du gaz de couverture 18 en traversant les canaux 83 et 69. Le système de purification de gaz de couverture 64 et le système de prélèvement de traceurs 72 comprennent un lit de charbon à travers lequel passent les gaz contenant les impuretés â extraire ou a prélever. La construction spécifique du lit de charbon n'a aucune importance dans la présente invention (ce lit 13 figure dans le schéma sous les numéros 64a et 72a), mais chaque lit fonctionne à une température cryogénique spécifique. Ainsi, les gaz de fission seront absorbés du gaz de couverture dans le lit cryogénique 64a et le néon et l'argon marqués seront adsorbés du gaz de couverture et dans le lit cryogénique 72a. Cette invention envisage l'utilisation de l'hélium comme gaz de couverture, et le néon et l'argon comme gaz marqués. Elle prévoit, de manière spécifique, l'utilisation des trois isotopes stables du néon qui sont Ne20, Ne21 et Ne22 et des trois isotopes stables de l'argon qui sont Ar36, Ar38 et Ar40 lorsqu'il est possible, en concentrant le taux d'un ou plusieurs de ces traceurs isotopiques, de définir de nombreuses proportions différentes, uniques et distinctes de combinaisons de traceurs. Les combinaisons de traceurs peuvent n'être constituée que des isotopes de néon, ou seulement des isotopes d'argon, ou bien de mélanges de chaque. Les combinaisons distinctes des traceurs seront injectées dans les éléments de combustible d'un assemblage combustible spécifique dans lequel tous les éléments d'un assemblage combustible spécifique auront le même traceur, et les assemblages combustibles à traceurs différents seront placés à des endroits différents dans la matrice du réacteur. Ainsi, l'identification spécifique ultérieure d'une telle combinaison de traceurs dans le spectromètre de masse permettra de connaître son identité unique et, partant, l'emplacement de l'élément combustible fuyard. La séparation par abondance des divers isotopes dans un spectromètre de masse est tout a fait conventionnelle. Dans un fonctionnement normal, le lit cryogénique 64a utilisé comme système de purification de gaz de couverture fonctionnera à une température située entre 0 et -25 approximativement, par exemple, alors que le lit de prélèvement de gaz marqués 72a fonctionnera a une température située entre -170 C et -185 C. Le gaz de couverture ainsi que tous les gaz marqués et de fission seront acheminés à travers le lit cryogénique de charbon 64a et ramenés au réacteur à travers le canal 69. Les impuretés contenues dans le gaz de fission seront adsorbées du gaz de couverture par le lit 64a du système de purification de gaz de couverture. Ensuite, une partie du gaz de couverture purgé (contenant encore les traceurs) sera passée à travers le lit de charbon 72a qui prélève les traceurs. Ce lit est efficace pour ce qui est d'adsorber du gaz de couverture les traceurs isotopiques de gaz comme le néon et l'argon alors que les gaz de couverture tels que l'hélium retournent vers le réacteur. Dans un mode de réalisation préféré de l'invention, le système de prélèvement et d'analyse 72 est composé de trois séries distinctes de lits 72a disposés de manière similaire et d'un système d'analyse 84 (seulement celui qui figure dans le schéma). Ainsi, chaque série peut fonctionner individuellement ou alternativement par lots, tout en permettant un prélèvement continu. De cette manière, tandis qu'une série de systèmes fonctionne à des températures cryogéniques pour prélever les gaz, la seconde est rechauffée pour atteindre une température d'approximativement 150 C à 200 C afin de transférer les gaz prélèvés qui doivent être acheminés au système d'analyse, et la troisième est refroidie pour atteindre des températures cryogéniques afin de poursuivre le prélèvement. De la même manière, on peut utiliser plusieurs lits de purification de gaz de couverture 64a (un seul lit figure dans le schéma) pour permettre la régénération et/ou le remplacement d'un lit particulier pendant le fonctionnement des autres lits compris dans le système global. Le flux à travers chaque lit ou série de lits du système de prélèvement et d'analyse de traceurs, et/ou à travers les lits du système de purification de gaz de couverture sera contr8lé, en général, automatiquement par une suite d'opérations de vannes commandée par la température et par un chronométrage. Par ailleurs, un lit 72a de prélèvement de traceurs 72a, qui est un des modes de réalisation préférés de l'invention, peut même inclure un lit de traceur primaire et un lit de traceur secondaire (ni l'un ni l'autre n'étant illustré ici de manière spécifique) placés dans un assemblage a circulation par séries. Les traceurs isotopiques recueillis dans le lit primaire seraient transférés sous l'effet de la chaleur et recueillis de nouveau, et avec un concentration supérieure, dnas le lit secondaire qui serait maintenu encore une fois a des température avoisinant -170 à C. Le transfert du traceur du lit primaire au lit secondaire commencerait une fois que les vannes auront changé de position pour réorienter les gaz de couverture vers le lit primaire suivant et que l'afflux de gaz de couverture dans le lit secondaire d'origine se sera arrêté. De l'hélium purgé pourrait être admis pour refouler le charbon dans le sus-dit lit primaire pendant que ce dernier est refroidi. L'effluent contenu dans ce lit de traceurs peut être dirigé vers une fiole de prélèvement vidée et préalablement refroidie (non illustrée) ou vers tout autre organe de même type situé dans le système d'analyse 84. La fiole de prélèvement pourrait être soit retirée du système et transportée dans un récipient muni d'un écran de protection pour être analysée dans un laboratoire, soit acheminée vers un spectromètre de masse (non illustré) relié au système. L 'azote liquide qui suo-mnte généralement la fiole de prélèvement serait enlevé par ébullition afin d'augmenter la température dans la fiole pour atteindre environ 50 C en vue de faire passer les gaz marqués dans le spectromètre de masse. L'identification des gaz marqués adsorbés peut servir alors, conjointement à la matrice programmée des assemblages combustibles marqués de manière spécifique et situés dans le réacteur, pour localiser l'élément combustible fuyard. Ce qui est particulièrement intéressant dans la présente invention c'est le fait que le système de purification de gaz de couverture 64 et le système de prélèvement et d'analyse de traceurs 72 fonctionnent de manière indépendante l'un de l'autre et sont complémentaires. Cela a une importance toute particulière puisque les gaz de fission qui s'échappent dans les gaz de couverture diffèrent de tous les gaz marqués. De plus, le lit 64a du système de purification de gaz de couverture 64a fonctionne en amont de et est relié en série au lit du système de prélèvement de S15 traceurs 72a. Ledit lit peut âtre très efficace pour ce qui est de retirer le plus de gaz de fission possible. Le néon et l'argon marqués ne sont pas adsorbés dlune manière significative par le lit 64a du système de purification de gaz de couverture, mais poursuivent leur 2C chemin avec l'hélium de couverture purgé vers le lit 72a de prélèvement de traceurs. Par contre, dans la mesure ou le lit 72a de prélèvement de traceurs en aval fonctionne a des températures cryogéniques beaucoup plus basses (-170 C à-185 C par rapport à 0 à -25 C), il recueille le néon et l'argon qui sont des gaz plus légers mais laisse passer l'hélium de couverture purgé qui retourne ainsi au réacteur. Un avantage important du réacteur de la présente invention utilisant l'hélium comme gaz de couverture et les mélanges uniques de traceurs isotopiques de néon et d'argon c'est que le prix de revient d'un tel système est moin élevé. De fait, il est possible que son prix de revient ne s'élève qu'à 20 ou % de celui d'un sytème global plus conventionnel utilisant l'argon comme gaz de couverture et des traceurs de xénon et d'argon. Autre avantage de ce mode de réalisation c'est que les isotopes du néon et de l'argon sont très stables et ne sont donc pas modifiés d'une manière significative par le bombardement par neutrons. Par conséquent, il s'agit d'une méthode plus fiable et plus simple permettant de maintenir invariables les taux de traceurs et de les vérifier. Autre avantage important de cette combinaison de gaz de couverture et de traceurs c'est la possibilité d'obtenir un pouvoir de résolution supérieur pour les isotopes de néon et d'argon, si on le compare au pouvoir de résolution des traceurs isotopiques de gaz plus lourds tels que le xénon ou le krypton. Par ailleur, les gaz de couverture dont les gaz de fission radioactifs ont été retirés sont prélevés et analysés de manière à limiter l'irradiation du personnel par les isotopes radioactifs de xénon et de krypton. Cependant, ce qui est peut-être le plus important c'est que le système de purification de gaz de couverture et le système de prélèvement de traceurs sont complémentaires en ce sens qu'ils ne recherchent pas les mêmes gaz et/ou isotopes, mais fonctionnent de manière indépendante l'un de l'autre. Ainsi, la sensibilité et la précision du systeme à traceurs d'une part, et l'efficacité du système de purification de gaz de couverture d'autre part, peuvent être beaucoup améliorés. REVENDICATIONS, 1. Réacteur nucléaire muni d'un caisson (13) scellé renfermant un coeur qui contient des éléments de combustible, un réfrigérant à métal liquide circulant dans le coeur et sur lesdits éléments de combustible, et un gaz de couverture renfermé dans le caisson et au-dessus du réfrigérant, caractérisé en ce qu'il comprend en combi- naison un système de purification de gaz de couverture (64à destiné à purger le gaz de couverture e tous gas de fis- sion tels que le xénon et le krypton qui sont susceptibles de s'échapper de l'élément de combustible à la suite d'une fuite dans la gaine dudit élément de combustible, des moyens d'identification de l'élément combustible comprenant le chargement dans les différent éléments combustibles de traceurs isotopiques sélectionnés de néon et d'argon mélangés pour obtenir des combinaisons uniques les distinguant les uns des autres et le classement des éléments combustibles a traceurs uniques selon leurs emplacements dans le coeur, des moyens comprenant un (72) système de prélèvement et d'analyse de traceurs relié en aval de et couplé en série au système de purification de (64) gaz de couverture, le système de purification de gaz de (72) couverture et le système de prélèvement de traceurs ayant tous les deux un lit de charbon cryogénique (64a,72a)grâce auquel le lit du système de purification de gaz de couverture fonctionne a une première température en vue d'extraire les gaz de fission et le lit du système de prélèvement de traceurs de gaz fonctionne à une seconde température inférieure a la première température en vue de recueillir le néon et l'argon marqués, le système d'analyse de traceurs comprenant l'utilisation de la spectromètrie de masse pour identifier les combinaisons uniques de ces isotopes de néon et d'argon et pour localiser de cette manière l'élément combustible fuyard en fonction de la matrice de classement du coeur, et le gaz de couverture étant l'hélium. 2. Réacteur nucléaire suivant la revendication 1, dans lequel le lit du système de purification de gaz de couverture fonctionne à une première température située entre 0 et -25 C, approximativement. 3. Réacteur nucléaire suivant la revendication 1, dans lequel le lit du système de prélèvement de traceurs fonctionne a une température située entre -170 et -185 C. 4. Réacteur nucléaire suivant la revendication 1, dans lequel le lit du système de purification de gaz de couverture fonctionne à une première température située entre 0 et -25 C et le système de prélèvement de traceurs fonctionne à une seconde température située entre -170 et -185 C.