Brevet FR2752639A1 — publié le 19980227

DISPOSITIF DE CARACTERISATION INDIVIDUELLE D'ASSEMBLAGES DE COMBUSTIBLE NUCLEAIRE ET INSTALLATION DE CONTROLE NON DESTRUCTIF COMPRENANT UN TEL DISPOSITIF. DESCRIPTION Domaine technique L'invention concerne principalement un dispositif de caractérisation individuelle d'assemblages de combustible nucléaire neufs ou irradiés, prévu pour être placé dans un bâtiment combustible d'une centrale nucléaire, sur le trajet suivi par les assemblages lors des opérations de chargement et de déchargement du coeur du réacteur. Lors des opérations de chargement, un tel dispositif contrôle la conformité du chargement du coeur par une reconnaissance optique automatique d'un code d'identification porté par l'assemblage et par une vérification des principales caractéristiques neutroniques de la totalité des assemblages, en excluant l'aléa humain. Lors des opérations de déchargement, le dispositif effectue une mesure précise du taux de combustion absolu et de sa distribution axiale. L'invention a aussi pour objet une installation de contrôle non destructif d'assemblages de combustible nucléaire neufs ou irradiés, comportant notamment un tel dispositif de caractérisation individuelle - Le dispositif et l'installation conformes à l'invention sont conçus notamment pour être utilisés dans les réacteurs nucléaires à eau sous pression. Etat de la technique Pour des raisons de sûreté, un double contrôle de la conformité du chargement des coeurs des réacteurs nucléaires à eau sous pression est réalisé à la fin de toute opération de chargement, avant la divergence et avant la remontée en puissance. Pour satisfaire à cette exigence, on procède, en plus du contrôle visuel humain effectué pendant tout le chargement, à l'enregistrement vidéo des assemblages constituant le coeur chargé. Cette opération consiste à déplacer une caméra au-dessus de chaque tête d'assemblage, de manière à enregistrer le code d'identification qui y figure. Elle dure plusieurs heures et grève d'autant la disponibilité du réacteur. Si une telle erreur était détectée, cela impliquerait une perte de temps et, par conséquent, une perte de disponibilité de la tranche nucléaire puisque la réparation de l'erreur suppose alors un nouvel arrêt du réacteur suivi d'une ouverture de la cuve et d'un réarrangement des assemblages. Exposé de l'invention L'invention a principalement pour objet un dispositif de caractérisation individuelle d'assemblages de combustible nucléaire, conçu pour être placé le long du trajet suivi par les assemblages lors des opérations de chargement et de déchargement, de façon à permettre de diagnostiquer une éventuelle erreur de chargement avant la fermeture de la cuve et non après le démarrage du réacteur. L'invention a aussi pour objet un dispositif de caractérisation individuelle d'assemblages de combustible nucléaire dont la conception originale permet de se passer de l'enregistrement vidéo et de ne plus faire la carte de flux à faible puissance, dégageant ainsi un gain de temps appréciable (et donc une disponibilité maximale de la tranche nucléaire) si une erreur était commise, ainsi qu'en routine. L'invention a aussi pour objet un dispositif de caractérisation individuelle des assemblages de combustible nucléaire, permettant de mieux suivre l'irradiation des assemblages, donc d'améliorer les écarts mesures/calculs, et par conséquent de mieux tirer partie du combustible lui-même. Conformément à l'invention, ces résultats sont obtenus au moyen d'un dispositif de caractérisation individuelle d'assemblages de combustible nucléaire, neufs ou irradiés, ce dispositif étant prévu pour être placé dans une centrale nucléaire, sur un trajet suivi par les assemblages lors d'opérations de chargement et de déchargement d'un coeur de réacteur, ce dispositif étant caractérisé par le fait qu'il comprend, répartis le long d'une partie dudit trajet - des moyens de lecture d'un code d'identification porté par chaque assemblage - des moyens de détection de présence d'un assemblage - un sous-ensemble de spectrométrie gamma, apte à dis tinguer entre les assemblages neufs et irradiés et à déterminer le profil axial du taux de combustion des assemblages irradiés ; et - un sous-ensemble de comptage neutronique passif, apte à distinguer entre différents types d'assemblages neufs et à mesurer le taux de combustion moyen des assemblages irradiés. Le plus souvent, on ajoute à ce dispositif un sous-ensemble d'interrogation neutronique active, apte à évaluer l'enrichissement initial des assemblages neufs et à détecter et identifier des absorbants éventuellement présents dans les assemblages neufs. Il est à noter que ce dispositif est optionnel et n'est pas indispensable si l'on postule que la fabrication des assemblages est conforme. Avantageusement, le dispositif selon l'invention est implanté sur une partie du trajet des assemblages qui correspond à un déplacement de ces derniers selon leur direction longitudinale. Cette partie du trajet comprend une position dans laquelle chaque assemblage reste momentanément stationnaire. Lorsqu'un assemblage est placé dans cette position, les moyens de lecture sont situés à proximité du code dtidentifica- tion porté par cet assemblage. Plus précisément, la partie du trajet des assemblages dans laquelle est situé le dispositif selon l'invention correspond de préférence à un déplacement vertical de chaque assemblage suspendu à un moyen de manutention dans un bâtiment combustible de la centrale nucléaire, sur une hauteur inférieure à la longueur d'un assemblage. La position stationnaire est alors une position basse dans laquelle l'assemblage est placé sur un basculeur. Dans une forme de réalisation préférentielle, les moyens de détection de présence d'un assemblage comprennent deux sondes ultrasonores, respectivement basse et haute, dont l'écartement est inférieur à l'écartement entre un embout inférieur et un embout supérieur d'un assemblage. Chacune des sondes ultrasonores est placée dans un caisson étanche. Le code d'identification étant habituellement placé sur l'embout supérieur de chaque assemblage, les moyens de lecture sont alors placés à proximité de la sonde ultrasonore basse. Les sous-ensembles de spectrométrie gamma, de comptage neutronique passif et d'interrogation neutronique active sont de préférence placés entre les deux sondes ultrasonores. Dans la forme de réalisation préférentielle de l'invention, le sous-ensemble de spectrométrie gamma comprend au moins deux détecteurs de spectrométrie gamma placés en vis-à-vis l'un de l'autre, de part et d'autre de la partie du trajet des assemblages dans laquelle se trouve le dispositif. Le sous-ensemble de spectrométrie gamma comprend de plus un collimateur associé à chacun des détecteurs de spectrométrie gamma, ce collimateur comprenant une fente orientée selon une direction orthogonale à la partie précitée du trajet des assemblages. Chaque détecteur de spectrométrie gamma et son collimateur associé sont placés dans un caisson étanche. Les détecteurs de spectrométrie gamma peuvent notamment etre des détecteurs de type CdTe ou NaI, aptes à travailler à température ambiante. Ils sont avantageusement placés à une distance d'environ 30 cm d'un assemblage situé sur la partie précitée du trajet. Dans la forme de réalisation préférentielle de l'invention, le sous-ensemble de comptage neutronique passif comprend au moins deux chambres d'ionisation à fission à haute efficacité placées en vis-à-vis l'une de l'autre, de part et d'autre de la partie du trajet des assemblages dans laquelle est situé le dispositif. Chaque chambre d'ionisation à fission est placée dans un bloc, non revêtu, d'un matériau, tel que du polyéthylène, apte à ralentir les neutrons. Chaque chambre d'ionisation à fission est avantageusement placée à une distance d'environ 12 cm d'un assemblage situé sur la partie précitée du trajet. Dans la forme de réalisation préférentielle de l'invention, le sous-ensemble d'interrogation neutronique active comprend une source de neutrons et un détecteur de neutrons placés en vis-à-vis l'un de l'autre, de part et d'autre de la partie du trajet des assemblages dans laquelle est situé le dispositif. La source de neutrons est placée dans un château et associée à des moyens de motorisation. La source de neutrons et ses moyens de motorisation sont logés dans un caisson étanche. Le détecteur de neutrons comprend une chambre d'ionisation à fission, placée dans un bloc d'un matériau tel que du polyéthylène apte à ralentir les neutrons, ce bloc étant revêtu d'une feuille d'un matériau tel que du cadmium apte à capter les neutrons thermiques et d'un film d'un matériau tel que du B4C apte à capter les neutrons épithermiques. La chambre d'ionisation à fission du détecteur de neutrons équipant le sous-ensemble d'interrogation neutronique active est de préférence placée à une distance d'environ 10 cm d'un assemblage situé sur la partie précitée du trajet. L'invention concerne également une installation de contrôle non destructif d'assemblages de combustible nucléaire, neufs ou irradiés, prévue pour être implantée dans une centrale nucléaire comprenant un bâtiment combustible et un bâtiment réacteur contenant un coeur de réacteur et une machine de charge ment-déchargement de ce coeur, cette installation étant caractérisée par le fait qu'elle comprend - un dispositif de caractérisation individuelle des assemblages, conforme à la définition qui en a été donnée précédemment, placé dans le bâtiment combusti ble; - des deuxièmes moyens de lecture du code d'identifica tion porté par chaque assemblage, montés sur la machine de chargement-déchargement ; et - des moyens de corrélation de signaux délivrés par le dispositif de caractérisation individuelle des assem blages et par les deuxièmes moyens de lecture. Brève description des dessins On décrira à présent, à titre d'exemple non limitatif, une forme de réalisation préférentielle de l'invention, en se référant aux dessins annexés, dans lesquels - la figure 1 est une coupe très schématique d'une centrale nucléaire dans laquelle sont implantés le dispositif de caractérisation individuelle des assemblages et l'installation de contrôle non destructif conformes à l'invention ; et - la figure 2 est une vue en perspective qui représente à plus grande échelle le dispositif de caractérisation individuelle des assemblages conforme à l'invention, implanté dans le bâtiment combustible de la centrale nucléaire illustrée sur la figure 1. Exposé détaillé d'une forme de réalisation Sur la figure 1, les références 10 et 12 désignent respectivement le bâtiment réacteur et le bâtiment combustible d'une centrale nucléaire. Le bâtiment réacteur 10 contient notamment la cuve 14 d'un réacteur à eau sous pression. Le coeur (non représenté) de ce réacteur se trouve situé dans la cuve 14. Il est formé par la juxtaposition d'assemblages de combustible nucléaire de section carrée, disposés verticalement, dont l'architecture est bien connue des spécialistes. La cuve 14 du réacteur est normalement obturée par un couvercle (non représenté) lorsque le réacteur est en fonctionnement. La cuve 14 est noyée en totalité dans une piscine 16 appelée "piscine réacteur", située en totalité dans le bâtiment réacteur 10. Pour permettre la manutention des assemblages de combustible nucléaire dans le bâtiment réacteur 10, c'est-à-dire le chargement et le déchargement du coeur du réacteur lorsque le couvercle de la cuve 14 est enlevé, une machine 18 de chargement-déchargement est également placée dans le bâtiment réacteur 10. Plus précisément, cette machine 18 de chargement-déchargement est montée sur un chariot 20 apte à se déplacer sur un pont roulant 22 monté dans le bâtiment réacteur 10, juste au-dessus de la piscine réacteur 16. Cet agencement permet, de manière bien connue des spécialistes, de transférer un à un, en position verticale, les assemblages de combustible nucléaire neufs et irradiés entre le coeur du réacteur situé dans la cuve 14 et un premier basculeur 24 placé dans une région de la piscine réacteur 16 attenante au bâtiment combustible 12. Le basculeur 24 permet de faire passer individuellement chacun des assemblages de combustible nucléaire d'une position verticale dans une position horizontale, et inversement. Le bâtiment combustible 12 de la centrale nucléaire illustrée sur la figure 1 sert notamment à loger au moins un râtelier 26 de stockage des assemblages de combustible nucléaire neufs et irradiés. Ce barillet de stockage 26 est noyé dans une piscine 28 appelée "piscine de désactivation", située en totalité dans le bâtiment combustible 12. La piscine de désactivation 28 communique avec la piscine réacteur 16 par un tube de transfert horizontal 30 qui débouche dans le fond de chacune des deux piscines. Plus précisément, le tube de transfert 30 débouche dans la piscine réacteur 16 à proximité du basculeur 24 et dans la piscine de désactivation 28 à proximité d'un deuxième basculeur 32. Le tube de transfert 30 permet ainsi de transférer les assemblages de combustible nucléaire en position horizontale entre les piscines 16 et 28. Ce transfert est assuré par un chariot 34 qui se déplace dans l'un et l'autre sens entre les basculeurs 24 et 32, en cheminant dans le tube de transfert 30. Comme le premier basculeur 24, le deuxième basculeur 32 permet de déplacer individuellement les assemblages de combustible nucléaire entre une position verticale et une position horizontale, et inversement. Pour assurer le transfert des assemblages de combustible nucléaire, en position verticale, entre le barillet de stockage 26 et le basculeur 32, le bâtiment combustible 12 est équipé intérieurement d'un moyen de manutention 36 tel qu'un ringard, porté par un chariot 38 apte à se déplacer sur un pont roulant 40 placé au-dessus de la piscine de désactivation 28. Plus précisément, le transfert des assemblages de combustible nucléaire dans la piscine de désactivation 28 est assuré en suspendant à tour de rôle un assemblage 44 au moyen de manutention 36, comme on l'a représenté de façon très schématique sur la figure 1. Les composants décrits jusqu'à présent sont des composants traditionnels des centrales nucléaires existantes. Ces composants sont tous bien connus et ne font pas partie de l'invention. Il n'en sera donc pas fait de description détaillée. La description succincte qui précède montre que les opérations de chargement et de déchargement du coeur d'un réacteur nucléaire à eau sous pression se caractérisent par le déplacement successif de chacun des assemblages concernés par ces opérations selon un trajet dont la majeure partie est commune à tous les assemblages. L'invention tire parti de cette observation pour effectuer la caractérisation individuelle de chacun des assemblages de combustible nucléaire, lors de son transfert, sur une partie du trajet qui est la même pour tous les assemblages. Plus précisément, la caractérisation individuelle des assemblages est effectuée sans modifier le trajet suivi par ces derniers ni la durée de ce trajet, de sorte que les mesures et contrôles qui sont effectués selon l'invention ne pénalisent en rien l'exploitation de la centrale. Par ailleurs et comme on l'a déjà noté précédemment, la caractérisation individuelle des assemblages est assurée par une mesure des caractéristiques neutroniques de chacun des assemblages, neufs et usagés, qui défilent devant le dispositif. Elle permet de diagnostiquer une éventuelle erreur de chargement avant la fermeture de la cuve 14, sans qu'il soit nécessaire de réaliser ultérieurement un enregistrement vidéo du coeur chargé. On réalise ainsi un gain de temps lors du redémarrage du réacteur, tout en améliorant la sûreté globale de l'installation puisque l'erreur de chargement se trouve exclue. Dans la forme de réalisation illustrée schématiquement sur la figure 1, la caractérisation individuelle des assemblages de combustible nucléaire est effectuée dans le bâtiment combustible 12, au moyen d'un dispositif 42 de caractérisation individuelle dont une description détaillée sera faite ultérieurement. Plus précisément, ce dispositif 42 de caractérisation individuelle des assemblages de combustible nucléaire est placé le long d'une partie commune du trajet suivi par les assemblages à l'intérieur du bâtiment combustible 12. Cette partie de trajet correspond à un déplacement vertical des assemblages parallèlement à leur axe longitudinal, commandé par le moyen de manutention 36 à la verticale du basculeur 32. La hauteur du dispositif 42 est inférieure à la longueur d'un assemblage de combustible nucléaire et le dispositif est placé juste au-dessus du basculeur 32. Ainsi, lorsqu'un assemblage se trouve dans une position stationnaire basse correspondant à son transfert entre le basculeur 32 et le moyen de manutention 36, comme c'est le cas pour l'assemblage 44 sur la figure 1, cet assemblage se trouve situé immédiatement en dessous du dispositif 42 de caractérisation individuelle selon l'invention. Cet emplacement du dispositif 42, est choisi afin qu'un code d'identification porté par cha cun des assemblages puisse être lu de façon automatique lorsque cet assemblage se trouve en position stationnaire. Au contraire, les mesures nucléaires sont réalisées lorsque l'assemblage se déplace verticalement devant le dispositif 42. Tout en rappelant qu'une description détaillée de ce dispositif 42 de caractérisation individuelle des assemblages de combustible nucléaire sera faite ultérieurement, on observera dès à présent que les mesures nucléaires effectuées par ce dispositif ont pour but de distinguer entre les assemblages neufs et irradiés, de déterminer le profil axial du taux de combustion et de mesurer le taux de combustion moyen des assemblages irradiés, et enfin, dans le cas d'assemblages neufs, de distinguer entre différents types d'assemblages, d'évaluer leur enrichissement initial et de détecter et d'identifier des absorbants éventuellement présents. L'ensemble des mesures effectuées permet de contrôler la conformité du chargement du coeur, alors que les mesures effectuées sur les assemblages usagés permettent notamment d'améliorer leur gestion ultérieure. Comme on l'a illustré de façon très schématique sur la figure 1, le dispositif 42 de caractérisation individuelle des assemblages de combustible nucléaire fait partie d'une installation de contrôle non destructif de ces assemblages, qui comprend par ailleurs des moyens de lecture 46 du code d'identification porté par chacun des assemblages, ainsi que des moyens de corrélation 48 des signaux délivrés par le dispositif 42 de caractérisation individuelle des assemblages et par les moyens de lecture 46. Les moyens de lecture 46 du code d'identification porté par chaque assemblage de combustible nucléaire sont montés sur la machine 18 de chargement-déchargement placée dans le bâtiment réacteur 10. Etant donné que le dispositif 42 de caractérisation individuelle des assemblages comprend des moyens de lecture analogues, les résultats de la lecture effectuée par les moyens de lecture 46 sur un assemblage sont directement corrélés par les moyens de corrélation 48 aux résultats des rnesures nucléaires effectués par le dispositif 42 de caractérisation individuelle des assemblages. Une information d'ensemble fiable concernant le combustible (position de l'assemblage dans le coeur, numéro d'identification de l'assemblage, taux de combustion moyen, enrichissement initial en uranium 235, type de grappe, etc.) est donc obtenue, ce qui permet de garantir la conformité du chargement du coeur. Dans la pratique, les moyens de lecture 46 sont constitués par un système de reconnaissance optique automatique du code d'identification porté par chacun des assemblages. Ils comprennent une caméra vidéo durcie vis-à-vis des rayonnements, un ensemble d'acquisition de signaux optiques et un logiciel de traitement permettant de reconnaitre les codes dtiden- tification. En ce qui concerne les moyens de corrélation 48, ils sont constitués par un ordinateur dont le logiciel permet d'enregistrer et de reconnaître le code d'identification de l'assemblage. Ce logiciel permet aussi de détecter la présence de l'assemblage dans le dispositif 42, de mettre en route les mesures nucléaires dans ce dernier, et d'effectuer les acquisitions et l'interprétation des mesures nucléaires effectuées, en termes de paramètres physiques caractérisant les assemblages (taux de combustion, enrichissement initial, etc.). Le logiciel des moyens de corrélation 48 permet en outre de corréler ces informations avec la lecture du code d'identification effectuée par les moyens de lecture 46 lors du chargement de l'assemblage, pour détecter une éventuelle erreur de chargement. On décrira à présent en détail le dispositif 42 de caractérisation individuelle des assemblages, en se référant à la figure 2. Pour faciliter la compréhension, on a aussi représenté sur cette figure un assemblage 44 de combustible nucléaire suspendu au moyen de manutention 36 de façon à se déplacer verticalement devant le dispositif 42. Les assemblages de combustible nucléaire, tels que l'assemblage 44, sur lesquels les mesures neutroniques doivent être effectuées, sont des assemblages bien connus des spécialistes, utilisés communément dans les réacteurs nucléaires à eau sous pression. Pour la bonne compréhension du dispositif de caractérisation individuelle 42 conforme à 1 invention, on rappellera simplement ici la structure générale d'un tel assemblage. Les assemblages utilisés dans les réacteurs nucléaires à eau sous pression se composent essentiellement d'une ossature et d'un faisceau d'aiguilles 98 supporté par cette ossature. Ils présentent généralement une section carrée. Les aiguilles 98 contiennent le combustible nucléaire, sous forme des pastilles frittées d'oxyde d'uranium (assemblages de type UOX) ou d'oxyde mixte d'uranium et de plutonium (assemblages de type MOX). L'ossature comprend des grilles 63 supportant les aiguilles 98 selon un réseau à pas carré, des tubes guides (non représentés) reliant les grilles 63, ainsi qu'un embout inférieur ou pied d'assemblage 64 et un embout supérieur ou tête d'assemblage 66, fixés aux extrémités des tubes guides. Dans certains cas, l'assemblage 44 peut comprendre en outre une grappe de contrôle formée de crayons absorbants reçus dans les tubes guides, fixés à une pièce appelée araignée, placée au-dessus de l'em- bout supérieur 66. Chacun des assemblages est identifié individuellement par un code d'identification (non représenté) porté sur la face supérieure et sur chacune des faces latérales de l'embout supérieur 66. Ce code est généralement gravé dans l'embout. Comme on l'a illustré très schématiquement en 50 sur la figure 2, le dispositif 42 de caractérisation individuelle des assemblages comprend une structure support sur laquelle sont montés les différents composants actifs du dispositif. De bas en haut en considérant la figure 2, ces différents composants actifs montés sur la structure support 50 comprennent des moyens de lecture 62 du code d'identification porté par chaque assemblage, une sonde ultrasonore basse 52, un sous-ensemble 54 de spectrométrie gamma, un sous-ensemble 56 de comptage neutronique passif, un sous-ensemble 58 d'interrogation neutronique active et une sonde ultrasonore haute 60. Les deux sondes ultrasonores 52 et 60 forment ensemble des moyens de détection de présence et de position d'un assemblage. L'écartement entre les sondes ultrasonores 52 et 60 est inférieur à l'écartement entre les embouts 64 et 66 d'un assemblage. Les deux sondes ultrasonores 52 et 60 permettent de détecter les différentes parties de l'assemblage lorsqu'il se déplace parallèlement à son axe devant le dispositif 42, sous l'action du moyen de manutention 36 (figure 1). Cette détection permet de déclencher le début et la fin des mesures nucléaires effectuées par les sous-ensembles 54, 56 et 58, en association avec les moyens de corrélation 48 de la figure 1. Chacune des sondes ultrasonores 52, 60 est placée dans un caisson étanche 53, 61, respectivement. Les moyens de lecture 62 qui équipent le dispositif 42 de caractérisation individuelle des assemblages sont réalisés de façon totalement analogue aux moyens de lecture 46 montés sur la machine 18 de chargement-déchargement placée dans le bâtiment réacteur 10 et dont la description a été faite précédemment. Ils sont donc constitués par un système de reconnaissance optique automatique du code d'identification porté par chacun des assemblages. Sur la figure 2, la référence 68 désigne la caméra vidéo durcie qui équipe les moyens de lecture 62. Etant donné que le code d'identification porté par chacun des assemblages est gravé sur la face supérieure et sur chacune des faces latérales de l'embout supérieur 66, la caméra vidéo durcie 68 est agencée de façon à se trouver à proximité de ce code lorsque l'assemblage 44 occupe sa position stationnaire basse. En effet, une lecture efficace du code d'identification suppose qu'il n'y ait pas de déplacement relatif entre la caméra et le code lorsque la lecture de celui-ci est effectué. Il est à noter qu'une lecture satisfaisante est assurée même dans le cas d'assemblages irradiés dont le code d'identification est noirci par la corrosion. Le sous-ensemble 54 de spectrométrie gamma a essentiellement pour fonction de distinguer entre les assemblages neufs et irradiés et de déterminer le profil axial du taux de combustion dans le cas d'assemblages irradiés. Le "taux de combustion", ou "combustion massique", est une grandeur caractéristique des assemblages de combustible nucléaire irradiés, bien connue des spécialistes. On rappellera simplement ici que ce taux correspond à l'énergie totale libérée par unité de masse dans un combustible nucléaire et qu'il est habituellement exprimé en Mégawattjours par tonne. Le sous-ensemble 54 de spectrométrie gamma permet plus exactement d'effectuer sur chacun des assemblages usagés extraits du coeur du réacteur une mesure précise du gradient ou du profil du taux de combustion dans cet assemblage, selon son axe longitudinal. Comme l'illustre plus précisément la figure 2, le sous-ensemble 54 de spectrométrie gamma comprend à cet effet au moins deux détecteurs de spectrométrie gamma 70 placés en vis-à-vis l'un de l'autre, de façon à se trouver de part et d'autre de l'assemblage 44 lorsque ce dernier se déplace dans la partie verticale de son trajet sur laquelle se trouve le dispositif 42. Plus précisément, les deux détecteurs 70 se trouvent alors en vis-à-vis de deux faces opposées de l'assemblage. Il est à noter qu'en variante, le sousensemble 54 de spectrométrie gamma peut comprendre quatre détecteurs, placés respectivement en face de chacune des faces de l'assemblage. Compte tenu des contraintes d'utilisation imposées par l'implantation du dispositif 42 dans la piscine de désactivation 28 de la centrale nucléaire, les détecteurs 70 sont avantageusement des détecteurs de spectrométrie gamma de type CdTe ou NaI, aptes à travailler à température ambiante, c'est-à-dire sans qu'il soit nécessaire de les refroidir. Un collimateur 72 à fente horizontale, c'est-à-dire orientée selon une direction orthogonale à celle du trajet suivie par l'assemblage dans la partie de ce trajet située en face du dispositif 42, est interposé entre chacun des détecteurs de spectrométrie gamma 70 et cet assemblage. Chacun des ensembles formés par les détecteurs de spectrométrie gamma 70 et leurs collimateurs 72 associés est placé dans un caisson étanche 74. Une mesure précise du profil du taux de combustion des assemblages irradiés est obtenue en pla çant chacun des détecteurs 70 colimatés à une distance d'environ 30 cm de la face en vis-à-vis d'un assemblage situé en face du sous-ensemble 54 de spectrométrie gamma. Le sous-ensemble 56 de comptage neutronique passif a principalement pour fonction de distinguer entre différents types d'assemblages neufs et de mesurer le taux de combustion moyen des assemblages irradiés. Plus précisément, ce sous-ensemble 56 permet de distinguer les assemblages de combustible nucléaire à mélange d'oxyde (MOX > des assemblages de combustible nucléaire à oxyde d'uranium (UOX), et d'assurer une évaluation précise du taux de combustion moyen absolu de l'assemblage (à plus ou moins 2 %). A cet effet, le sous-ensemble 56 de comptage neutronique passif comprend au moins deux chambres d'ionisation à fission 76 à haute efficacité ( 3 c.s~1/n.cm~2s~l), placées en vis-à-vis l'une de l'autre et de part et d'autre d'un assemblage de combustible nucléaire se déplaçant verticalement selon la partie du trajet le long de laquelle est situé le dispositif 42. Plus précisément, les chambres d'ionisation à fission 76 sont alors placées en regard de deux faces opposées de l'assemblage. Chacune des chambres d'ionisation à fission 76 est reçue dans un bloc 78 réalisé en un matériau tel que du polyéthylène apte à ralentir les neutrons. Il est à noter que le bloc 78 l'enrichissement initial des assemblages neufs et de détecter et d'identifier des absorbants éventuellement présents dans les assemblages neufs, par exemple sous forme de grappes. Dans la pratique, ce sous-ensemble 58 d'interrogation neutronique active comprend une source de neutrons 80 et un détecteur de neutrons 82 placés en vis-à-vis l'un de l'autre, de part et d'autre d'un assemblage se déplaçant dans la partie du trajet le long de laquelle est situé le dispositif 42. Plus précisément, la source de neutrons 80 et le détecteur de neutrons 82 se trouvent alors respectivement en regard de deux faces opposées de l'assemblage, comme l'illustre la figure 2. La source de neutrons 80 est placée dans un château 84 et associée à des moyens de motorisation 86 permettant de la faire passer d'un état passif à un état actif, et inversement. La source 80 et les moyens de motorisation 86 sont logés dans un caisson étanche 88. Par ailleurs, le détecteur de neutrons 82 comprend une chambre d'ionisation à fission 90, de préférence d'un type comparable à celui des chambres d'ionisation à fission 76 du sous-ensemble 56 de comptage neutronique passif. Ainsi, la chambre d'ionisation à fission 90 est de préférence une chambre de très grande sensibilité, à structure aluminium, particulièrement adaptée à la mesure de flux neutroniques très faibles en présence d'un fond gamma important. Le détecteur de neutrons 82 détecte les neutrons actifs, c'est-à-dire les neutrons émis par les noyaux fissiles de l'assemblage sous l'effet des fissions induites par les neutrons émis par la source 86. A cet effet, la chambre d'ionisation à fission 90 est placée dans un bloc 92 réalisé en un matériau tel que du polyéthylène apte à ralentir les neutrons et ce bloc est entouré d'une feuille 94 d'un matériau tel que du cadmium apte à capter les neutrons thermiques et d'un film 96 d'un matériau tel que du B4C apte à capter les neutrons épithermiques. De préférence, la chambre d'ionisation à fission 90 est placée à une distance d'environ 10 cm d'un assemblage situé sur la partie du trajet le long de laquelle se trouve le dispositif 42. Lorsque l'installation de la figure 1, équipée du dispositif de caractérisation individuelle des assemblages qui vient d'être décrit en se référant à la figure 2, est mise en oeuvre lors du déchargement du coeur du réacteur, le code d'identification individuelle d'un assemblage donné est d'abord lu par les moyens de lecture 46 associés à la machine 18 de chargement-déchargement. Cet assemblage parvient ensuite en dessous du dispositif 42, à la fin de la mise en oeuvre du basculeur 32. L'assemblage se trouve alors pendant quelques instants dans une position stationnaire basse dans laquelle les moyens de lecture 62 (figure 2) identifient l'assemblage. Grâce aux moyens de corrélation 48, la position d'origine de l'assemblage dans le coeur du réacteur est automatiquement affectée aux mesures nucléaires qui vont suivre. Dès que l'assemblage 44 commence son mouvement ascendant sous l'action du moyen de manutention 36, la sonde ultrasonore basse 52 détecte le passage de l'embout supérieur 66 de l'assemblage. La mise en oeuvre des trois sous-ensembles 54, 56 et 58 est alors automatiquement assurée par les moyens de corrélation 48. Les mesures effectuées par le sous-ensemble 54 de spectrométrie gamma et par le sous-ensemble 56 de comptage neutronique passif sont affectées automatiquement à un assemblage dont la position d'origine dans le coeur du réacteur est connue avec précision, puisqu'il a été identifié auparavant lors de son passage dans la machine de chargement-déchargement. Ainsi, les moyens de corrélation affectent à l'assemblage irradié en cours de déchargement des informations représentatives du taux de combustion moyen de cet assemblage et du profil axial du taux de combustion. La fin des mesures est déclenchée par le passage de l'embout inférieur 64 devant la sonde ultrasonore haute 60. Dans le cas d'un assemblage au cours de chargement, cet assemblage descend progressivement sous l'action du moyen de manutention 36. Dans un premier temps, la sonde ultrasonore haute 60 détecte donc le passage de l'embout inférieur 64 de l'assemblage et l'apparition du début du faisceau d'aiguilles combustibles 98. La transmission de ces informations aux moyens de corrélation 48 déclenche la mise en oeuvre des trois sous-ensembles 54, 56 et 58 permettant d'acquérir les différentes données nucléaires. Ainsi, le sous-ensemble 54 de spectrométrie gamma permet de savoir si l'assemblage considéré est un assemblage neuf ou un assemblage irradié en cours de rechargement. Le sous-ensemble 56 de comptage neutronique passif permet quant à lui de reconnaître dans le cas d'un assemblage neuf s'il s agit d'un assemblage de type MOX ou d'un assemblage de type UOX. Enfin, le sous-ensemble 58 d'interrogation neutronique active permet d'évaluer l'enrichissement initial des assemblages neufs. En outre, il détecte et identifie les absorbants éventuellement présents dans ces assemblages neufs. Juste avant que l'assemblage arrive dans la position stationnaire basse, la sonde ultrasonore basse 52 détecte le passage de l'embout supérieur 66 de l'assemblage. Les moyens de corrélation 48 déclenchent alors l'arrêt des mesures. Lorsque l'assemblage arrive dans la position stationnaire basse, les moyens de lecture 62 permettent d'affecter à l'assemblage dont les mesures neutroniques viennent d'être faites son code d'identification, grâce aux moyens de corrélation 48. Lorsque le même assemblage arrive ensuite dans la machine 18 de chargement-déchargement, les moyens de lecture 46 permettent, en association avec les moyens de corrélation 48, d'affecter à cet assemblage la place précise qui lui revient dans le coeur du réacteur en tenant compte des données neutroniques acquises auparavant par le dispositif 42 de caractérisation individuelle des assemblages. Tout risque de chargement erroné du coeur du réacteur est ainsi totalement évité avant que la cuve 14 ne soit fermée et que le réacteur ne soit remis en marche. Bien entendu, le dispositif 42 de caractéirisation individuelle des assemblages conformes à l'invention pourrait être situé sur toute autre partie du trajet commun à tous les assemblages lors des opérations de chargement et de déchargement du coeur du réacteur. REVENDICATIONS 1. Dispositif de caractérisation individuelle d'assemblages de combustible nucléaire, neufs ou irradiés, ce dispositif étant prévu pour être placé dans une centrale nucléaire, sur un trajet suivi par les assemblages lors d'opérations de chargement et de déchargement d'un coeur de réacteur, ce dispositif étant caractérisé par le fait qu'il comprend, répartis le long d'une partie dudit trajet - des moyens de lecture (62) d'un code d'identification porté par chaque assemblage - des moyens (52,60) de détection de présence d'un assemblage - un sous-ensemble (54) de spectrométrie gamma, apte à distinguer entre les assemblages neufs et irradiés et à déterminer le profil axial du taux de combustion des assemblages irradiés ; et - un sous-ensemble (56) de comptage neutronique passif, apte à distinguer entre différents types d'assembla ges neufs et à mesurer le taux de combustion moyen des assemblages irradiés. 2. Dispositif selon la revendication 1, dans lequel ladite partie du trajet correspond à un déplacement des assemblages selon leur direction longitudinale et comprend une position dans laquelle chaque assemblage reste momentanément stationnaire, et dans lequel les moyens de lecture (62) sont situés à proximité du code d'identification porté par un assemblage placé dans cette position. 3. Dispositif selon la revendication 2, dans lequel ladite partie du trajet correspond à un déplacement vertical de chaque assemblage suspendu à un moyen de manutention (36), dans un bâtiment combustible (12) de la centrale nucléaire, sur une hauteur inférieure à la longueur d'un assemblage, ladite position stationnaire étant une position basse dans laquelle l'assemblage est placé sur un basculeur (32). 4. Dispositif selon la revendication 3, dans lequel les moyens de détection de présence d'un assemblage comprennent deux sondes ultrasonores (52,60), respectivement basse et haute, dont l'écartement est inférieur à l'écartement entre un embout inférieur (64) et un embout supérieur (66) d'un assemblage (44), chacune des sondes ultrasonores (52, 60) étant placée dans un caisson étanche (53, 61). 5. Dispositif selon la revendication 4, dans lequel le code d'identification étant placé sur l'embout supérieur (66) de chaque assemblage, les moyens de lecture (62) sont placés à proximité de la sonde ultrasonore basse (52). 6. Dispositif selon l'une quelconque des revendications 4 et 5, dans lequel les sous-ensembles de spectrométrie gamma (54), de comptage neutronique passif (56) et d'interrogation neutronique active (58) sont placés entre les deux sondes ultrasonores (52,60). 7. Dispositif selon l'une quelconque des revendications précédentes, dans lequel le sous-ensemble de spectrométrie gamma (54) comprend au moins deux détecteurs de spectrométrie gamma (70) placés en vis-à-vis l'un de l'autre, de part et d'autre de la partie du trajet, et un collimateur (72) associé à chacun des détecteurs de spectrométrie gamma (70), ce collimateur comprenant une fente orientée selon une direction orthogonale à ladite partie du trajet, chaque détecteur de spectrométrie gamma (70) et son collimateur (72) associé étant logés dans un caisson étanche (74). 8. Dispositif selon la revendication 7, dans lequel les détecteurs de spectrométrie gamma (70) sont des détecteurs de types CdTe ou NaI, aptes à travailler à température ambiante. 9. Dispositif selon l'une quelconque des revendications 7 et 8, dans lequel les détecteurs de spectrométrie gamma (70) sont placés à une distance d'environ 30 cm d'un assemblage situé sur ladite partie du trajet. 10. Dispositif selon l'une quelconque des revendications précédentes, dans lequel le sousensemble (56) de comptage neutronique passif comprend au moins deux chambres d'ionisation à fission (76) placées en vis-à-vis l'une de l'autre, de part et d'autre de la partie du trajet dans un bloc (78), non revêtu, d'un matériau apte à ralentir les neutrons. 11. Dispositif selon la revendication 10, dans lequel chaque chambre d'ionisation à fission (76) est placée à une distance d'environ 12 cm d'un assemblage situé sur ladite partie du trajet. 12. Dispositif selon l'une quelconque des revendications précédentes, dans lequel ce dispositif comprend de plus un sous-ensemble (58) d'interrogation neutronique active, apte à évaluer l'enrichissement initial des assemblages neuf et à détecter et identifier des absorbants éventuellement présents dans les assemblages neufs. 13. Dispositif selon la revendication 12, dans lequel le sous-ensemble (58) d'interrogation neutronique active comprend une source de neutrons (80) et un détecteur de neutrons (82) placés en vis-à-vis l'un de l'autre, de part et d'autre de ladite partie du trajet. 14. Dispositif selon la revendication 13, dans lequel la source de neutrons (80) est placée dans un château (84) et associée à des moyens de motorisation (86), la source (80) et les moyens de motorisation (86) étant logés dans un caisson étanche. 15. Dispositif selon l'une quelconque des revendications 13 et 14, dans lequel le détecteur de neutrons (82) comprend une chambre d'ionisation à fission (90), placée dans un bloc (92) d'un matériau apte à ralentir les neutrons, revêtu d'une feuille (94) d'un matériau tel que du cadmium apte à capter les neutrons thermiques et d'un film (96) d'un matériau apte à capter les neutrons épithermiques. 16. Dispositif selon la revendication 15, dans lequel la chambre d'ionisation à fission (90) est placée à une distance d'environ 10 cm d'un assemblage situé sur ladite partie du trajet. 17. Installation de contrôle non destructif d'assemblages de combustible nucléaire, neufs ou irradiés, prévue pour être implantée dans une centrale nucléaire comprenant un bâtiment combustible (12) et un bâtiment réacteur (10) contenant un coeur de réacteur et une machine (18) de chargement-déchargement de ce coeur, cette installation étant caractérisée par le fait qu'elle comprend - un dispositif (42) de caractérisation individuelle des assemblages, selon l'une quelconque des revendi cations précédentes, placé dans le bâtiment combusti ble (12) ; - des deuxièmes moyens de lecture (46) du code d'iden tification porté par chaque assemblage, montés sur la machine (18) de chargement-déchargement ; et - des moyens de corrélation (48) de signaux délivrés par le dispositif (42) de caractérisation indivi duelle des assemblages et par les deuxièmes moyens de lecture (46).