Brevet FR2880179A1 — publié le 20060630

L'invention concerne un procédé et un dispositif de détermination du taux de combustion d'un assemblage de combustible du coeur d'un réacteur nucléaire et, en particulier, d'un réacteur nucléaire refroidi par de l'eau lé-gère. Les travaux pour la mise au point de cette invention ont été effectués en collaboration avec le Laboratoire d'Etude et de Mesure des Relâchements Accidentels de l'Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire (IRSN). Les réacteurs nucléaires refroidis par de l'eau légère tels que les réacteurs nucléaires à eau sous pression comportent un coeur constitué par des assemblages de combustible comportant chacun un faisceau de crayons combustibles parallèles entre eux renfermant au moins un combustible nucléaire tel que l'oxyde d'uranium UO2 ou le dioxyde de plutonium PuO2 ou de l'oxyde d'uranium empoisonné par exemple par du gadolinium, de l'erbium ou du borure de zirconium ZrB2. Après un certain temps de fonctionnement du réacteur nucléaire, le combustible nucléaire fissile contenu dans les assemblages de combustible est partiellement consommé, si bien qu'il est nécessaire de remplacer au moins certains assemblages de combustible du coeur du réacteur nucléaire par des assemblages neufs. Les assemblages de combustible usés qui sont sortis du coeur sont transportés dans une piscine de désactivation, dans laquelle ils peuvent séjourner pendant des périodes très longues, avant d'être éventuellement retraités par des procédés permettant de récupérer le matériau fissile encore présent dans l'assemblage de combustible (uranium 235) et du matériau fissile produit par l'action des neutrons dans le coeur du réacteur nucléaire sur l'uranium U238 du combustible nucléaire (plutonium 239). De manière à optimiser les conditions de retraitement du combustible usé, il peut être nécessaire ou avantageux de mesurer l'état de combustion, c'est-à-dire le taux de combustion ou d'épuisement des assemblages de combustible, ce taux de combustion étant mesuré sous la forme d'une énergie produite par la matière fissile consommée rapportée à la masse du com- bustible. Le taux d'épuisement est généralement exprimé en Méga Watt jour par tonne ou MWj/t. Il est connu de mesurer le taux de combustion des assemblages de combustible du coeur d'un réacteur nucléaire par une mesure de taux d'émission y d'au moins une raie du spectre d'émission y d'au moins un isotope d'un produit de fission du combustible nucléaire irradié. En effet, sous l'effet du flux de neutrons dans le coeur du réacteur nucléaire, la matière fissile du combustible est fissionnée en un grand nombre d'éléments de mas-ses inférieures à la masse du matériau combustible fissile. La concentration dans le combustible de certains isotopes des produits de fission est représentative du taux de combustion du matériau combustible. La concentration de certains isotopes est déterminée par une mesure du taux d'émission y, c'est-à-dire par un comptage de photons émis par les produits de fission dans une certaine plage d'énergie. Certains algorithmes permettent de calculer le taux de combustion du matériau combustible nucléaire à partir d'une mesure de taux d'émission y. Toutefois, les méthodes fondées sur le principe de la spectrométrie y ne peuvent être utilisées que sur du combustible suffisamment refroidi après sa sortie du coeur du réacteur nucléaire. En effet, les mesures par spectrométrie y doivent être effectuées sur des isotopes à durée de vie longue bien choisis et représentatifs de la disparition des atomes de matière fissile dans le combustible nucléaire et les assemblages de combustible comportent, à leur sortie du coeur, de nombreux produits de fission à vie courte qui sont susceptibles d'interférer avec les produits de fission à vie longue qui sont utilisés pour les mesures de spectrométrie y. Les mesures effectuées sur du combustible sortant du coeur, par spectrométrie y, ne sont donc pas représentatives et il n'est pas possible de calculer de manière précise le taux d'épuisement du combustible à partir de ces mesures. Généralement, on réalise les mesures après plus de trente jours et habituellement après plusieurs mois de séjour des assemblages de combustible dans la piscine de désactivation. Il n'est donc possible d'obtenir de données précises concernant le retraitement des assemblages de combustible qu'après une période de désactivation assez longue, ce qui nécessite de disposer de très grandes capacités de stockage des assemblages de combustible sur le site des centra-les nucléaires, à proximité des réacteurs. Des mesures effectuées peu de temps après la sortie des assembla- ges du coeur et, typiquement, après moins de trente jours après la sortie des assemblages du coeur, permettraient d'améliorer sensiblement le recharge-ment et le stockage des assemblages de combustible. En outre, des mesures effectuées rapidement après le déchargement des assemblages de combustible permettraient d'optimiser le plan d'entreposage des assemblages de combustible, par exemple dans une piscine du combustible attenante au bâtiment du réacteur nucléaire. De même, pour le rechargement du réacteur au cours duquel on ré- alise un déplacement des assemblages de combustible entre certaines zones du coeur et le remplacement d'assemblages usagés par des assembla- ges neufs, une détermination précise et rapide du taux d'épuisement des assemblages de combustible permettrait d'optimiser le plan de repositionnement des assemblages dans le coeur du réacteur nucléaire. Une telle me-sure rapide du taux d'épuisement permettrait également de contrôler la séquence de chargement du réacteur nucléaire en identifiant clairement les assemblages mis en place dans le c ur par leur taux d'épuisement. Des mesures rapides spécifiques peuvent en particulier permettre de distinguer différents types d'assemblages de combustible dont on réalise le chargement, par exemple des assemblages MOX (assemblages renfermant de l'oxyde de plutonium) d'assemblages classiques dont le matériau fissile est de l'uranium 235. Enfin, un procédé rapide et précis de mesure du taux d'épuisement permettrait de réaliser une cartographie d'un coeur de réacteur nucléaire en trois dimensions utilisable dans un système de pilotage du réacteur nucléaire. Jusqu'ici, on ne connaissait pas de procédé de détermination rapide du taux d'épuisement d'assemblages de combustible peu refroidis, en utilisant la spectrométrie y. Le but de l'invention est donc de proposer un procédé de détermination du taux de combustion d'un assemblage de combustible du coeur d'un réacteur nucléaire constitué par un faisceau de crayons combustibles parallèles entre eux renfermant au moins un combustible nucléaire parmi l'oxyde d'uranium et l'oxyde de plutonium, extrait du coeur et irradié après une période de fonctionnement du réacteur, à partir d'une mesure du taux d'émission y d'au moins une raie du spectre d'émission y d'au moins un isotope d'un produit de fission du combustible nucléaire irradié, ce procédé pouvant être mis en oeuvre rapidement après le déchargement de l'assemblage de combustible du coeur d'un réacteur nucléaire. Dans ce but: on effectue la mesure du taux d'émission y en coups par seconde, de l'au moins une raie du spectre du produit de fission constituant un traceur du taux de combustion, moins de 30 jours après la sortie de l'assemblage du coeur, en utilisant un détecteur de photons au germanium à haute pureté et à haute résolution refroidi par un système cryogénique, disposé dans l'air et ayant une protection radiologique permettant de limiter le bruit de fond, équipé d'une chaîne de comptage rapide et un collimateur ayant un conduit rectiligne dont une première extrémité est adjacente à une zone de l'assem- blage de combustible et une seconde extrémité sous air au détecteur de photons, l'assemblage de combustible étant séparé de la première extrémité du conduit rectiligne du collimateur par une couche d'eau d'une épaisseur permettant d'atténuer les taux de comptage et déplacé suivant une direction longitudinale de l'assemblage de combustible par rapport au collimateur, de manière à réaliser la mesure en chacun d'une pluralité de points de mesure suivant la longueur de l'assemblage de combustible, - le traceur est l'un au moins de 144Ce à 2185 keV, 134Cs à 795 keV, 137Cs à 661 keV et 106Ru à 622 keV, et - on calcule, à partir de logiciels de calcul et de correction, le taux de combustion de l'assemblage de combustible en chacun des points de me-sure, à partir de la mesure de taux d'émission 'y par calculs d'auto-atténuation et de codes d'évolution. Selon des caractéristiques plus particulières qui peuvent être prises isolément ou en combinaison: - la première extrémité du conduit rectiligne du collimateur est séparée de l'assemblage de combustible par une couche d'eau ayant une épais- seur d'environ 50 cm. - on réalise une mesure en chacun des points de la pluralité de points de mesure suivant la longueur de l'assemblage de combustible, pendant une durée d'au moins trente secondes, pendant laquelle on effectue un comptage de photons. - on déplace l'assemblage de combustible dans sa direction longitudinale, de manière à réaliser les mesures suivant des tranches longitudinales successives de l'assemblage de combustible d'une longueur de 1 mm à 2 mm. - on réalise un guidage mécanique de précision de l'assemblage de combustible pour son déplacement dans sa direction longitudinale. L'invention est également relative à un dispositif de détermination du taux de combustion d'un assemblage de combustible du coeur d'un réacteur constitué par un faisceau de crayons combustibles parallèles entre eux renfermant au moins un combustible nucléaire parmi l'oxyde d'uranium et l'oxyde de plutonium, extrait du coeur et irradié après une période de fonctionnement du réacteur, à partir d'une mesure du taux d'émission y d'au moins une raie du spectre d'émission y d'au moins un isotope d'un produit de fission du combustible nucléaire irradié, caractérisé par le fait qu'il comporte: - un détecteur de photons au germanium à haute pureté et à haute résolution, - un blindage ayant une cavité pour le logement du détecteur, - un dispositif de refroidissement cryogénique du détecteur dans la cavité du blindage, - un collimateur de forme allongée ayant une première extrémité des- tinée à être placée au voisinage de l'assemblage de combustible et une seconde extrémité destinée à être placée au voisinage du blindage renfermant le détecteur, traversé par une fente de guidage suivant sa direction longitudinale entre sa première et sa seconde extrémité dans le prolongement d'un canal du blindage joignant une surface du blindage dirigée vers le collimateur à la cavité du détecteur, - ainsi que des moyens d'acquisition des mesures de comptage reliés au détecteur et un calculateur de traitement des mesures de comptage et d'affichage du taux de combustion correspondant. De préférence: - la fente du collimateur présente, dans la direction de la longueur de l'assemblage de combustible, une largeur d'un à deux millimètres. - il comporte de plus un système mécanique de déplacement et de guidage précis de l'assemblage de combustible suivant sa direction longitudinale, à l'intérieur d'une piscine dans laquelle l'assemblage de combustible est immergé. - le système mécanique de guidage et de déplacement est commandé par un automate de guidage et de déplacement relié au calculateur. Le procédé et le dispositif suivant l'invention peuvent être utilisés pour l'une des tâches suivantes: - optimisation du retraitement d'assemblages de combustible irradiés, - optimisation d'un plan d'entreposage d'assemblages de combustible irradiés dans une piscine de stockage de combustible, - contrôle du chargement du coeur d'un réacteur nucléaire en assem- blages de combustible, - optimisation du chargement du coeur d'un réacteur nucléaire, - établissement d'une cartographie en trois dimensions du taux de combustion dans l'ensemble du coeur d'un réacteur nucléaire. Afin de bien faire comprendre l'invention, on va maintenant décrire, à titre d'exemple, en se référant à la figure jointe en annexe, un mode de réalisation du procédé suivant l'invention pour la détermination du taux de combustion (ou d'épuisement) d'un assemblage de combustible d'un réacteur nucléaire à eau sous pression, après sa sortie du coeur du réacteur nu- cléaire. Sur la figure 1, on a représenté l'assemblage de combustible 1 dé- chargé du coeur d'un réacteur nucléaire refroidi par de l'eau sous pression en position de mesure de taux d'émission y dans une piscine, à proximité du réacteur nucléaire, par exemple dans la piscine du combustible de la centrale nucléaire. Les assemblages de combustible pour les réacteurs nucléaires refroidis par de l'eau sous pression comportent un faisceau de crayons qui sont maintenus à l'intérieur d'une ossature de l'assemblage de combustible, dans des dispositions où les crayons sont tous parallèles entre eux. Sur la figure, on a représenté l'assemblage de combustible 1 de manière extrêmement schématique, seul le faisceau de crayons 3 ayant été représenté par des lignes parallèles suivant la direction longitudinale du faisceau. Pendant les mesures, l'assemblage de combustible est disposé dans la piscine avec son axe (c'est-à-dire l'axe du faisceau de crayons 3) dans une disposition allongée, à une certaine profondeur en dessous du niveau supérieur 2 de l'eau dans la piscine du combustible. L'assemblage de combustible est introduit à l'intérieur d'un système de guidage précis 4 et déplacé dans sa direction axiale, comme représenté par la flèche 5, de manière à faire défiler une des faces de l'assemblage de combustible devant le dispositif 6 de mesure du taux d'épuisement. De manière classique, l'assemblage de combustible comporte un faisceau ayant une forme prismatique droite, c'est-à-dire la forme d'un parallélépipède à section carrée. De manière typique, le faisceau de crayons 3 de l'assemblage de combustible peut comporter 17 x 17 crayons disposés et mainte-nus dans des dispositions parallèles et de manière que leurs sections transversales dans un plan perpendiculaire à la direction longitudinale de l'as- semblage de combustible soient disposées suivant un réseau régulier à maille carrée constituant la section transversale du faisceau de l'assemblage de combustible. Les crayons d'un assemblage de combustible pour réacteur nucléaire à eau sous pression sont constitués par des tubes en alliage de zirconium d'un diamètre de l'ordre de 10 mm et d'une longueur supérieure à 4 m renfermant des pastilles de combustible et fermés à leurs extrémités par des bouchons. L'assemblage de combustible 1 présente donc une longueur supérieure à 4 m. Sa section transversale présente la forme d'un carré ayant un côté de l'ordre de 20 cm. Le procédé suivant l'invention permet de déterminer le taux d'épuisement d'un assemblage de combustible 1 peu de temps après sa sortie du coeur d'un réacteur nucléaire à eau sous pression et, de manière générale, moins de trente jours après la sortie de l'assemblage du coeur. Le procédé de l'invention est mis en oeuvre en utilisant un dispositif 6 de spectrométrie y permettant de compter les photons émis par au moins un isotope d'un produit de fission à vie longue contenu dans l'assemblage de combustible 1 irradié et provenant de la fission de la matière fissile de l'assemblage de combustible (uranium 235 ou plutonium 239). L'appareil de spectrométrie 6 comporte, de manière générale, un collimateur 7, un détecteur 8 disposé à l'intérieur d'un blindage 9, une chaîne 10 d'acquisition rapide du taux d'émission y et un calculateur 11 pour le traitement des mesures et l'affichage des résultats sous la forme de taux d'épuisement de l'assemblage de combustible. Du fait qu'on doit utiliser un détecteur de photons nécessitant un refroidissement à des températures cryogéniques, le dispositif 6 comporte de plus un compresseur 12 de refroidissement de la cavité 9a du blindage 9 dans lequel est disposé le détecteur 8. Comme il sera expliqué plus loin, la mesure est réalisée sur des zo- nes successives dans la direction longitudinale de l'assemblage de combustible et le déplacement de l'assemblage de combustible dans sa direction longitudinale 5 peut nécessiter l'utilisation d'un automate de guidage et de déplacement de l'assemblage de combustible 13 afin d'augmenter la précision des mesures. La chaîne 10 d'acquisition rapide des mesures du taux d'émission y et l'automate de guidage et de déplacement 13 sont reliés au calculateur 11. Le collimateur 7 comporte un corps en matériau lourd, généralement en plomb, qui peut présenter par exemple la forme d'un parallélépipède ou d'un cylindre dont la longueur est supérieure à la profondeur d'immersion de l'assemblage de combustible sous le niveau d'eau 2 de la piscine. Cette pro-fondeur d'immersion est généralement de l'ordre de 3 à 4 mètres, et le collimateur présente une longueur suffisante pour que son extrémité inférieure soit à une distance d'environ 50 cm de l'assemblage de combustible. La lar- geur du collimateur dans la direction transversale de la face de l'assemblage de combustible sur laquelle on réalise la mesure (face supérieure sur la figure) est égale à une fraction du côté de la section carrée de l'assemblage de combustible. Le collimateur 7 comporte une fente longitudinale 7a s'éten- dant suivant toute sa longueur dont l'épaisseur, dans la direction longitudinale, est comprise entre 1 mm et 2 mm, afin de réaliser des mesures successives sur des zones de l'assemblage de combustible ayant une longueur de 1 mm à 2 mm dans la direction longitudinale. Le système de guidage 4 de l'assemblage de combustible permet de déplacer l'assemblage de corn- bustible suivant des zones de mesures successives, avec une précision supérieure à 1 mm. Pour réaliser le comptage des photons sur un assemblage de combustible peu refroidi, on a pu déterminer qu'il était nécessaire d'utiliser un détecteur de photons d'un type particulier qui, seul, permet d'obtenir la pré- cision requise. Le détecteur de photons 8 est un détecteur au germanium à haute pureté (Ge HP) permettant d'obtenir une haute résolution de la me-sure. Un tel détecteur doit être soigneusement protégé des parasites par un blindage. Le détecteur 8 est donc disposé dans une cavité centrale sous air d'un blindage 9 en plomb dont les dimensions sont très supérieures à la di- mension de la cavité renfermant le détecteur 8. De plus, le blindage 9 est traversé par un canal 9b de forme et de dimensions, en section transversale, identiques à celles de la fente longitudinale 7a du collimateur 7, disposé dans le prolongement de la fente 7a du collimateur et traversant toute la paroi du blindage entre la cavité 9a du dé- tecteur 8 et la face du blindage dirigée vers le collimateur 7. Le détecteur 8 au germanium ultra pur (Ge HP) doit être utilisé à une température cryogénique, de sorte que la cavité 9a du blindage est refroidie à cette température cryogénique (par exemple la température de l'azote liquide, soit 77 K) par un compresseur 12 relié par une conduite à la cavité centrale 9a du blindage 9. Pour réaliser des mesures de taux d'épuisement sur des assemblages de combustible peu de temps après leur sortie du coeur et, typiquement, moins de trente jours après leur sortie du coeur du réacteur nucléaire, il est tout d'abord nécessaire de choisir soigneusement le ou les isotopes de pro-duit de fission du combustible nucléaire sur lesquels on va réaliser le comptage de photons. Ce choix, comme celui du détecteur de haute précision utilisé, consti- tue l'une des caractéristiques du procédé de l'invention et détermine les caractéristiques du dispositif 6 de mesure de taux d'émission et en particulier de la chaîne d'acquisition rapide des mesures 10 et du logiciel de traitement. Le choix de l'isotope du produit de fission pris en compte pour les mesures doit tenir compte du fait que les mesures peuvent être utilisées pour différentes applications telles qu'énumérées plus haut (données pour le retraitement du combustible, contrôle de la séquence de chargement, optimisation de l'entreposage du combustible ou du rechargement, ...). Pour chacune de ces tâches assignées au dispositif de mesure de taux d'épuisement, les exigences concernant la précision et la rapidité des mesures ainsi que la durée minimale nécessaire de refroidissement de l'assemblage de combustible sont généralement différentes. Par exemple, pour déterminer les conditions de retraitement du combustible et optimiser les conditions d'entreposage dans la piscine du combustible, la précision sur la mesure du taux d'épuisement de l'assemblage de combustible doit être élevée (de l'ordre de 5 %). Pour le contrôle de la séquence de chargement du réacteur, une précision moyenne de 15 % à 20 % sur la mesure du taux d'épuisement est suffisante. En revanche, il est nécessaire d'effectuer les mesures après un temps de refroidissement court de l'assemblage de combustible pendant le rechargement du réacteur nucléaire (en général de l'ordre de quinze jours). Enfin, pour réaliser une optimisation du rechargement du coeur ou une cartographie en trois dimensions du taux d'épuisement dans le coeur, il est nécessaire d'obtenir une précision de mesure élevée, généralement inférieure à 5 % et d'effectuer les mesures en un temps court (généralement inférieur à 10 jours). Selon l'invention, on a déterminé, de manière très précise, des raies des isotopes de produit de fission qui peuvent être utilisées de manière générale pour les mesures de taux d'épuisement sur assemblage peu refroidi mais qui seront dévolues préférentiellement à l'une des tâches mentionnées ci-dessus. Selon l'invention, on a sélectionné les traceurs suivants du taux de combustion d'un assemblage de combustible récemment sorti du coeur: '"Ce à 2185 keV, 134Cs à 795 keV, - 937Cs à 661 keV, et 106Ru à 622 keV. Tous ces traceurs permettent de réaliser des mesures du taux d'épuisement d'un assemblage de combustible avec une précision satisfaisante (de 5 % à 20 %) après un temps de refroidissement court inférieur à trente jours et par exemple de l'ordre de quinze jours. Pour effectuer certaines tâches, il est possible d'effectuer des mesures tout à fait représentatives du taux d'épuisement de l'assemblage de combustible dans un délai de cinq à dix jours suivant la sortie de l'assem- blage de combustible du coeur. Pour effectuer la mesure du taux d'épuisement d'un assemblage de combustible placé dans la piscine du combustible avec l'axe longitudinal central du faisceau à une distance au moins égale à 50 cm de l'extrémité du collimamteur, on engage l'assemblage de combustible dans un système 4 de guidage et de déplacement, dans la direction longitudinale, aligné suivant l'axe du faisceau de l'assemblage de combustible. On place le dispositif de mesure de taux d'épuisement, de manière que l'extrémité inférieure du collimateur 7 qui est plongée dans la piscine du combustible se trouve à une distance qui doit être déterminée de façon à accommoder le taux de combustion (par exemple 50cm pour des mesures précises). La position du collimateur doit être réglée à 1 mm ou 2 mm près, par rapport à l'assemblage de combustible sur lequel on réalise la mesure, au-dessus de la face supérieure de l'assemblage de combustible. Le détecteur au germanium ultra pur est placé à l'intérieur de son blindage au-dessus du niveau de la piscine, dans le prolongement du collimateur et relié à la chaîne d'acquisition rapide des données, ellemême re- liée au calculateur de traitement et d'affichage des résultats, au-dessus du niveau de la piscine. Le détecteur au germanium est porté à sa température de service par le compresseur de refroidissement 12 et l'assemblage de combustible est placé de manière qu'une première zone de mesures (par exemple à une première extrémité du faisceau) se trouve en vis-à-vis de la fente de guidage 7a du collimateur 7. On réalise une première mesure puis on déplace de manière précise l'assemblage de combustible, de manière qu'une seconde zone de mesure se trouve en face du collimateur. La fente 7a du collimateur 7 est en air, le détecteur 8 étant lui- même dans l'air remplissant la cavité 9a du blindage. La chaîne d'acquisition rapide 10 transmet au calculateur 11 de traitement, successivement, les comptages effectués dans chacune des zones de l'assemblage de combustible. Le calculateur de traitement 11 utilise plusieurs logiciels pour déterminer le taux d'épuisement du combustible, à partir du comptage des photons émis par le traceur choisi parmi l'un des traceurs mentionnés plus haut. Tout d'abord, le calculateur 11 comporte un logiciel de calcul d'auto-atténuation, c'est-à-dire un logiciel permettant de corriger les mesures, en fonction de l'atténuation due aux composants de l'assemblage de combustible entourant le combustible nucléaire, dans la zone de mesure longitudinale sur laquelle a été réalisé le comptage. Le logiciel de calcul d'auto-atténuation prend en compte la présence de la gaine tubulaire en alliage de zirconium autour des pastilles de matériau combustible, les éléments de l'ossature de l'assemblage de combustible (grilles et tubes-guides) et la disposition géométrique des crayons par rapport à ces éléments. Le calculateur 11 utilise également un logiciel de calcul du taux d'épuisement à partir du comptage des photons, compte tenu des calculs d'auto-atténuation, appelé code d'évolution. La détermination du taux d'épuisement de l'assemblage de combustible prend en compte toutes les mesures de taux d'émission effectuées suivant la longueur de l'assemblage de combustible. Généralement, il est nécessaire d'effectuer le comptage dans chacune des zones de mesure pendant une durée supérieure à trente secondes et généralement de l'ordre d'une minute. Le taux d'épuisement de l'assemblage de combustible ou éventuelle- ment la répartition du taux d'épuisement suivant la direction longitudinale de l'assemblage de combustible sont calculés et affichés sur un écran associé au calculateur 11. On dispose ainsi d'informations qui peuvent être utilisées, soit pour le retraitement de l'assemblage de combustible, soit pour optimiser l'entrepo- sage des assemblages de combustible dans la piscine de désactivation, soit encore pour optimiser et contrôler le chargement du coeur du réacteur nucléaire. Dans certains cas, les mesures de taux d'épuisement sont utilisées pour effectuer une cartographie en trois dimensions du taux d'épuisement du coeur du réacteur nucléaire qui peut être mise en mémoire et exploitée dans un système de pilotage du réacteur nucléaire. Dans tous les cas, le procédé suivant l'invention permet d'obtenir le taux d'épuisement d'un assemblage de combustible, de manière plus rapide après sa sortie du coeur, ce qui permet d'améliorer certaines fonctions de surveillance ou d'évaluation ou encore de mettre en oeuvre une nouvelle méthode de surveillance et d'exploitation du réacteur nucléaire. L'invention ne se limite pas strictement au mode de réalisation qui a été décrit. C'est ainsi qu'il est possible d'utiliser à la place d'une mesure du taux d'émission d'une raie du spectre d'émission y d'un isotope, le rapport destaux d'émission y de deux raies de deux isotopes des produits de fission, par exemple le rapport 134 Cs/137 Cs, dans certains types d'application. L'épaisseur de la couche d'eau sous laquelle est immergé l'assemblage de combustible pendant les mesures, qui peut être d'environ 50 cm pour un assemblage peu refroidi (par exemple après une durée de refroidissement de quinze jours), peut être sensiblement inférieure dans le cas d'un assemblage plus refroidi (par exemple à la suite d'un refroidissement de trente jours). L'invention s'applique à tout assemblage de combustible comportant un faisceau de crayons combustibles parallèles entre eux et renfermant au moins un combustible nucléaire parmi l'oxyde d'uranium et l'oxyde de plutonium. REVENDICATIONS 1.- Procédé de détermination du taux de combustion d'un assemblage de combustible (1) du coeur d'un réacteur nucléaire constitué par un faisceau de crayons combustibles parallèles entre eux renfermant au moins un combustible nucléaire parmi l'oxyde d'uranium et l'oxyde de plutonium, ex-trait du coeur et irradié après une période de fonctionnement du réacteur, à partir d'une mesure du taux d'émission y d'au moins une raie du spectre d'émission y d'au moins un isotope d'un produit de fission du combustible nucléaire irradié, caractérisé par le fait: - qu'on effectue la mesure du taux d'émission y en coups par seconde, de l'au moins une raie du spectre du produit de fission constituant un traceur du taux de combustion, moins de 30 jours après la sortie de l'assemblage du coeur, en utilisant un détecteur de photons (8) au germanium à haute pureté et à haute résolution refroidi par un système cryogénique, dis- posé dans l'air et ayant une protection radiologique (9) permettant de limiter le bruit de fond, équipé d'une chaîne de comptage rapide (10) et un collimateur ayant un conduit rectiligne (7a, 9a) dont une première extrémité est adjacente à une zone de l'assemblage de combustible (1) et une seconde extrémité sous air au détecteur de photons (8), l'assemblage de combustible (1) étant séparé de la première extrémité du conduit rectiligne du collimateur (7) par une couche d'eau d'une épaisseur permettant d'atténuer les taux de comptage et déplacé suivant une direction longitudinale de l'assemblage de combustible (1) par rapport au collimateur, de manière à réaliser la mesure en chacun d'une pluralité de points de mesure suivant la longueur de l'as- semblage de combustible, - que le traceur est l'un au moins de 1"Ce à 2185 keV, 134Cs à 795 keV, 137Cs à 661 keV et 106Ru à 622 keV, et qu'on calcule, à partir de logiciels de calcul et de correction, le taux de combustion de l'assemblage de combustible en chacun des points de mesure, à partir de la mesure de taux d'émission y par calculs d'auto-atténuation et de codes d'évolution. 2.- Procédé suivant la revendication 1, caractérisé par le fait que la première extrémité du conduit rectiligne (7a, 9a) du collimateur (7) est sépa- rée de l'assemblage de combustible par une couche d'eau ayant une épaisseur d'environ 50 cm. 3.- Procédé suivant l'une quelconque des revendications 1 et 2, caractérisé par le fait qu'on réalise une mesure en chacun des points de la plu- ralité de points de mesure suivant la longueur de l'assemblage de combustible (1), pendant une durée d'au moins trente secondes, pendant laquelle on effectue un comptage de photons. 4.- Procédé suivant l'une quelconque des revendications 1 à 3, caractérisé par le fait qu'on déplace l'assemblage de combustible (1) dans sa direction longitudinale, de manière à réaliser les mesures suivant des tranches longitudinales successives de l'assemblage de combustible d'une longueur de 1 mm à 2 mm. 5.- Procédé suivant l'une quelconque des revendications 1 à 4, caractérisé par le fait qu'on réalise un guidage mécanique de précision de l'assemblage de combustible pour son déplacement dans sa direction longitudinale. 6.- Dispositif de détermination du taux de combustion d'un assemblage de combustible du coeur d'un réacteur constitué par un faisceau de crayons combustibles (3) parallèles entre eux renfermant au moins un cornbustible nucléaire parmi l'oxyde d'uranium et l'oxyde de plutonium, extrait du coeur et irradié après une période de fonctionnement du réacteur, à partir d'une mesure du taux d'émission y d'au moins une raie du spectre d'émission y d'au moins un isotope d'un produit de fission du combustible nucléaire irradié, caractérisé par le fait qu'il comporte: un détecteur de photons (8) au germanium à haute pureté et à haute résolution, - un blindage (9) ayant une cavité (9a) pour le logement du détecteur (8), - un dispositif (12) de refroidissement cryogénique du détecteur (8) dans la cavité (9a) du blindage (9), - un collimateur (7) de forme allongée ayant une première extrémité destinée à être placée au voisinage de l'assemblage de combustible (1) et une seconde extrémité destinée à être placée au voisinage du blindage (9) renfermant le détecteur (8), traversé par une fente de guidage (7a) suivant sa direction longitudinale entre sa première et sa seconde extrémité dans le prolongement d'un canal (9b) du blindage (9) joignant une surface du blindage dirigée vers le collimateur à la cavité (9a) du détecteur (8), ainsi que des moyens d'acquisition (10) des mesures de comptage reliés au détecteur (8) et un calculateur (Il) de traitement des mesures de comptage et d'affichage du taux de combustion correspondant. 7.- Dispositif suivant la revendication 6, caractérisé par le fait que la fente (7a) du collimateur présente, dans la direction de la longueur de l'as- semblage de combustible, une largeur d'un à deux millimètres. 8.- Dispositif suivant l'une quelconque des revendications 6 et 7, caractérisé par le fait qu'il comporte de plus un système mécanique de déplacement et de guidage précis de l'assemblage de combustible suivant sa di-rection longitudinale, à l'intérieur d'une piscine dans laquelle l'assemblage de combustible (1) est immergé. 9.- Dispositif suivant la revendication 8, caractérisé par le fait que le système mécanique de guidage et de déplacement est commandé par un automate de guidage et de déplacement (13) relié au calculateur (11). 10.- Utilisation d'un procédé selon l'une quelconque des revendica- tions 1 à 5 ou d'un dispositif selon l'une quelconque des revendications 6 à 9, pour l'une des tâches suivantes: - optimisation du retraitement d'assemblages de combustible irradiés, - optimisation d'un plan d'entreposage d'assemblages de combustible irradiés dans une piscine de stockage de combustible, - contrôle du chargement du coeur d'un réacteur nucléaire en assemblages de combustible, - optimisation du chargement du coeur d'un réacteur nucléaire, - établissement d'une cartographie en trois dimensions du taux de combustion dans l'ensemble du coeur d'un réacteur nucléaire.