FR 2663776 A1 19911227 FR 9107900 A 19910626 i La présente invention concerne une barre de commande destinée à être utilisée dans des réacteurs nucléaires pour l'ajustement et le réglage de la puissance d'un réacteur à eau bouillante ou analogue, et elle concerne plus précisé- ment une barre de commande pour réacteur nucléaire ayant une excellente réactivité et de type à longue vie, capable de maîtriser le gonflement indésirable d'un absorbeur de neutrons ou capable d'éviter la détérioration de la durée mécanique et physique lorsqu'un gonflement se manifeste. Comme la puissance d'absorption de neutrons (capa- cité) d'une barre de commande destinée à être utilisée dans les réacteurs nucléaires à eau bouillante se détériore progressivement lorsque la barre absorbe les neutrons, celle-ci doit être retirée du coeur du réacteur nucléaire après avoir été utilisée pendant une période prédéterminée afin qu'elle soit remplacée par une nouvelle barre de commande Cependant, le travail précité de remplacement doit être réalisé avec arrêt du fonctionnement du réacteur nucléaire, si bien que des travaux à grande échelle doivent être réalisés et prennent un temps important En consé- quence, le temps pendant lequel le fonctionnement du réacteur nucléaire doit être interrompu est très long si bien que la disponibilité du réacteur est réduite Surtout, les opérateurs risquent d'être exposés au rayonnement. De plus, comme la barre de commande usée constitue un déchet radioactif intense de grandes dimensions, on a souhaité récemment prolonger la durée de la barre de commande En conséquence, on a mis au point diverses nouvelles barres de commande du type de longue durée, pour réacteurs nucléaires, et on a même mis en pratique un certain nombre d'entre elles. L'inventeur de la présente invention a rapidement reconnu la nécessité de la réalisation d'une barre de commande de longue durée et a donc décrit une barre de commande pour réacteur nucléaire destinée à prolonger sa durée, dans la demande de brevet japonais mise à l'inspec- tion publique no 53-74697 (demande publiée de brevet japonais N O 59138987) La barre de commande pour réacteur nucléaire de ce document est réalisée de manière qu'un absorbeur de neutrons de longue vie, représenté par exemple par le hafnium métallique ou un alliage Ag-In-Cd, soit utilisé, à la place d'un composé du bore, dans une partie qui est irradiée par une quantité relativement grande de neutrons. Une barre de commande pour réacteur nucléaire est introduite de façon amovible par une partie inférieure de la partie du coeur dans un espace ayant une section laté- rale en croix et formé entre des ensembles combustibles dont chacun est un ensemble composé de quatre ensembles combustibles chargés dans la partie du coeur d'un réacteur nucléaire La partie antérieure d'introduction et la partie d'extrémité externe (partie d'extrémité du côté externe de l'ailette) de la barre de commande des réacteurs nucléaires sont irradiées par une quantité particulièrement grande de neutrons En conséquence, le hafnium (Hf) dont la puissance d'absorption de neutrons (capacité) ne peut pas se détério- rer même lorsqu'il est irradié par une grande quantité de neutrons, est placé dans les parties précitées afin que la durée d'utilisation de la barre de commande de réacteur nucléaire soit prolongée En outre, du carbure de bore (B 4 C) qui est léger et peu coûteux est placé dans une autre partie de la barre de commande. Une barre de commande classique pour réacteur nucléaire est disposée essentiellement comme représenté sur les figures 34 à 36 de manière que plusieurs des organes 1, ayant chacun une partie de raccordement en croix, soient placés dans la direction axiale à intervalles prédéter- minés En outre, quatre ailettes 2, formées chacune d'une plaque rectangulaire allongée, sont fixées à l'organe -précité 1 de raccordement de manière que les quatre ailettes 2 forment une croix La référence 3 désigne une poignée raccordée aux parties avant des quatre ailettes 2. Chacune des ailettes 2 a plusieurs trous 2 a ou logements formés dans la direction transversale, les trous 2 a ou logements étant alignés dans la direction longitudi- nale de l'ailette 2 Un absorbeur 3 a de neutrons du type à longue vie composé de Hf est placé dans le trou 2 a formé dans la partie d'introduction avant de l'ailette 2 En outre, un absorbeur 4 de neutrons formé de poudre de B 4 C est enfermé dans les trous résiduels 2 a A la partie d'extrémité latérale externe (périphérie) de l'ailette 2 qui correspond à la périphérie externe de la barre de commande A d'un réacteur nucléaire, un espace 2 b est formé dans la direction longitudinale de l'ailette 2 afin qu'il communique avec tous les trous 2 a ou logements Dans l'espace précité 2 b, un absorbeur de neutrons 3 b du type à longue vie, composé de Hf, est disposé afin qu'il ferme une partie d'extrémité de chacun des trous 2 a L'absorbeur de neutrons 3 b a pour rôle d'empêcher la chute de la poudre de B 4 C des trous 2 a Un organe 5 d'acier inoxydable destiné à être utilisé au moment du travail de soudage est placé entre l'absorbeur 3 b de neutrons et la périphérie externe de l'ailette 2. Lorsque l'ailette 2 ayant cette disposition est montée, les absorbeurs de neutrons 3 a et 4 sont insérés (injectés) dans le trou 2 a par une partie d'ouverture 2 c (figure 35) formée en face de la périphérie externe de l'ailette 2 Ensuite, l'absorbeur de neutrons 3 b et l'or- gane d'acier inoxydable 5 sont placés dans l'espace 2 b avant qu'une paire de parties 2 d de plaques disposées en regard dans la partie d'ouverture 2 c ne soient repliées vers l'intérieur afin qu'elles soient fermées par soudage. Comme la température de fusion de l'absorbeur de neutrons 3 b formé de Hf est égale à 2 200 OC qui est bien supérieure à la température de fusion de 1 400 OC de l'organe 5 d'acier inoxydable, l'absorbeur de neutrons 3 b ne fond pas au moment du travail de soudage, mais il est retenu à la périphérie externe de l'ailette 2 formée d'acier inoxydable En conséquence, le mélange indésirable des atomes de Hf de l'absorbeur de neutrons 3 b et du métal présent dans la partie à souder peut être évité En consé- quence, une partie de soudure saine peut être obtenue. Il est préférable que la distance l (voir figure 34) sur laquelle sont placés les absorbeurs 3 a de neutrons du type à longue vie se trouve à 3 cm ou plus et à 35 cm ou moins de la partie d'introduction par l'avant dans l'ai- lette constituant la barre de commande du réacteur nucléaire Si la dimension est inférieure à 3 cm, la poudre de B 4 C qui constitue l'absorbeur de neutrons 4 est placée de façon indésirable dans la région qui est irradiée par une grande quantité de neutrons Au contraire, si cette dimension dépasse 35 cm, l'efficace de réactivité est détériorée au moment de l'arrêt du réacteur nucléaire car Hf présente un effet insuffisant d'absorption des neutrons par rapport B 4 C En outre, comme Hf qui est coûteux est utilisé en quantité excessive et comme son poids est grand, il présente un inconvénient au point de vue de la rentabi- lité et le poids total de la barre de commande de réacteur nucléaire augmente de façon indésirable par rapport à celui de la barre de commande classique pour réacteur nucléaire. Il est préférable que la longueur 12 de l'absorbeur de neutrons 3 b placé à la périphérie externe de l'ailette 2 soit comprise entre 0,5 et 2 cm Si cette longueur est inférieure à 0,5 cm, la poudre de B 4 C qui constitue l'ab- sorbeur de neutrons 4 est placée de façon indésirable dans la région irradiée par une grande quantité de neutrons Si cette longueur dépasse 2 cm, Hf qui constitue l'absorbeur de neutrons 3 d est placé de manière indésirable dans la région (adjacente à la partie centrale de l'ailette) dans laquelle la valeur du flux neutronique a été réduite, posant ainsi un problème analogue à celui qu'on vient de décrire. L'inventeur a déjà décrit, dans la demande de brevet mise à l'inspection publique n'1-202 691, une nouvelle barre de commande pour réacteur nucléaire réalisée de manière que sa structure soit analogue à celle qui est représentée sur la figure 34 et dans laquelle un alliage dilué de Hf, qui est un alliage de Hf et de zirconium (Zr) ou un alliage de Hf et de titane (Ti) est utilisé à la place d'acier inoxydable. Le hafnium forme un alliage qui est du type d'une solution solide complète en association avec Zr ou Ti, pour un rapport quelconque Bien qu'il soit bien connu que Hf, Zr et Ti puissent garder des caractéristiques saines satisfaisantes dans les réacteurs nucléaires, on sait aussi qu'ils absorbent l'hydrogène et forment ainsi un hydrure provoquant un gonflement, correspondant à une expansion cubique, vers un état dans lequel la quantité d'hydrogène est excessivement grande et la quantité d'oxygène est insuffisante Hf est un excellent absorbeur de neutrons qui possède des types multiples d'isotopes et il est connu comme absorbeur de neutrons du type à longue vie car il peut empêcher la détérioration des performances d'absorp- tion des neutrons même lorsqu'il est irradié par des neutrons En outre, Hf a une caractéristique d'absorption particulière des neutrons de résonance et sa puissance d'absorption des neutrons (capacité) n'est pas détériorée rapidement même lorsqu'il est dilué par un diluant jusqu'à un certain degré. Comme décrit précédemment, bien que Hf possède une excellente caractéristiques d'absorption des neutrons dans les réactions nucléaires, il possède une masse volumique excessivement élevée (d'environ 13,1 g/cm 3) En consé- quence, des problèmes se posent car il ne peut pas être utilisé facilement comme matériau pour les barres de commande dans les réacteurs nucléaires classiques. D'autre part, Zr a une masse volumique faible ( 6,5 g/cm 3 et peut former un excellent alliage avec Hf comme décrit précédemment Ti a aussi une faible masse volumique ( 4,5 g/cm 3) et peut former un excellent alliage avec Hf En conséquence, un alliage de Hf et Zr ou un alliage de Hf et Ti (puisque Zr ou Ti constituent un diluant pour Hf, on les appelle "alliages dilués" dans le présent mémoire) peut garder d'excellentes caractéristiques dans les réacteurs nucléaires En outre, la puissance d'absorption de neutrons n'est pas détériorée par rapport à la structure dans laquelle Hf est utilisé De plus, la masse volumique de l'alliage dilué peut être réduite si bien qu'une masse volumique analogue à celle de l'acier inoxydable (environ 8 g/cm 3) peut être facilement obtenue. En conséquence, une barre de commande pour réacteur nucléaire qui peut être adaptée au réacteur nucléaire classique et qui est constituée de la même manière que représenté sur la figure 34, peut être réalisée. Dans ce cas, l'organe d'acier inoxydable utilisé pour le soudage et désigné par la référence 5 peut être supprimé de la structure représentée sur les figures 34 à 36 En conséquence, il est possible d'utiliser un organe formé de l'alliage dilué précité comme organe pour l'exécu- tion du travail de soudage. Cependant, comme décrit précédemment, Hf ou un alliage de Hf absorbe l'hydrogène et provoque un gonflement lorsqu'une quantité excessivement grande d'hydrogène est présente alors que la quantité d'oxygène est insuffisante. La barre de commande précitée pour réacteur nucléaire (demande de brevet japonais mise à l'inspection publique n'1-202691) est réalisée de manière que des trous ou logements soient formés dans la feuille d'alliage dilué de Hf et la poudre de B 4 C (carbure de bore) est enfermée dans ces trous ou logements 1 B de BC réagit avec les neutrons en formant 4 He et 7 Li ainsi que T (tritium). Si la quantité des neutrons appliqués à la barre de commande augmente, la quantité de 3 T dégagée ne peut pas être négligée Bien que la plus grande partie de 3 T reste dans B 4 C, une partie est retirée de B 4 C Comme le tritium est de l'hydrogène, il peut être absorbé par Hf, Zr ou Ti. En conséquence, un problème se pose car les caractéris- tiques saines de Hf, de l'alliage de Hf-Zr ou de l'alliage de Hf-Ti, qui est aussi utilisé comme organe résistant de la barre de commande, sont détériorées. La barre de commande pour réacteur nucléaire du type décrit précédemment est réalisée de manière que plusieurs trous ou logements soient formés dans une feuille consti- tuée d'un alliage dilué préparé par dilution de Hf par Zr ou Ti constituant un diluant, et le composé du bore est enfermé dans une partie ou la plus grande partie des trous ou logements On peut craindre que le tritium ( 3 T) dégagé lorsque le bore réagit avec des neutrons et l'hydrogène dégagé par radiolyse de l'eau introduite lors du procédé de fabrication se déplacent entre les trous ou logements et que des hydrures Hf H 2 (Hf 3 T 2), Zr H 2 (Zr 3 T 2), Ti H 2 (Ti 3 T 2) ou analogues soient formés à partir de Hf, Zr ou Ti Ceci provoque une dilatation cubique (gonflement) due à l'aug- mentation de volume par rapport à l'alliage original de Hf. En conséquence, il est possible que des contraintes soient créées dans l'alliage Hf-Zr ou l'alliage Hf-Ti, depuis la surface interne du trou ou logement, l'alliage Hf-Zr ou Hf-Ti constituant un matériau résistant. Une autre barre de commande du type à longue durée a été décrite par l'inventeur dans la demande publiée de brevet japonais N O 1-45598 (demande de brevet japonais mise à l'inspection publique no 57-171291) La barre de commande pour réacteur nucléaire de cette description utilise un barreau absorbant les neutrons Le barreau d'absorption est disposé de manière qu'une poudre de carbure de bore (B 4 C) et un barreau métallique de Hf ou un barreau d'un alliage de Ag-In-Cd soient enfermés dans un tube allongé de revête- ment, formé d'acier inoxydable En outre, de la laine métallique est placée entre les deux éléments précités. Dans la partie d'extrémité avant qui est irradiée par une grande quantité de neutrons, dans la direction dans laquelle la barre de commande est introduite, le barreau métallique de Hf ou d'alliage Ag-In-Cd est disposé alors que la poudre de B 4 C est enfermée dans la partie d'extré- mité opposée à la partie d'introduction avant car l'irra- diation neutronique est relativement réduite dans cette partie. Cependant, la poursuite des recherches a montré que des perfectionnements importants étaient encore possibles sur le barreau d'absorption de neutrons qui est disposé de manière que le composé du bore et le barreau de Hf métal- lique ou d'alliage Ag-In-Cd soient enfermés Ainsi, une partie de tritium ( 3 T) dégagé par réaction du bore du composé du bore avec des neutrons est absorbée dans la couche superficielle de Hf métallique ou de l'alliage Ag-In-Cd, qui coopèrent de manière étanche, si bien que l'absorbeur de neutrons subit un gonflement En consé- quence, les caractéristiques saines du tube de revêtement peuvent être détériorées. De plus, une partie qui reste dans le tube recouvert au moment du processus de fabrication est transformée en hydrogène par radiolyse En outre, comme l'hydrogène peut être transmis par le tube inoxydable, l'hydrogène dégagé par radiolyse de l'eau du coeur du réacteur peut pénétrer dans le tube de revêtement L'introduction précitée d'hy- drogène provoque un gonflement puisqu'il peut être absorbé par la couche superficielle de Hf métallique ou de l'al- liage Ag-In-Cd, comme dans le cas précité relatif au tritium. La présente invention a essentiellement pour objet la réalisation d'une barre de commande du type à grande réactivité et de longue durée, destinée à des réacteurs nucléaires et capable d'empêcher efficacement l'apparition du phénomène de gonflement dans un absorbeur de neutrons à longue vie afin que les caractéristiques saines soient améliorées et que la durée d'utilisation soit prolongée avec conservation de la durée mécanique. L'invention concerne aussi la réalisation d'une barre de commande du type de longue durée destinée à des réacteurs nucléaires et capable, même en présence d'hydro- gène ou de tritium qui réagissent facilement avec Hf, Zr ou Ti, dans les trous ou logements ou analogues formés dans l'ailette, de limiter la création d'hydrures ou d'empêcher la création de contraintes dans les trous ou logements lorsqu'un hydrure se forme, tout en améliorant les caracté- ristiques saines et en prolongeant la durée d'utilisation. L'invention a aussi pour objet la réalisation d'un barreau d'absorption de neutrons destiné à être utilisé dans une barre de commande de longue durée pour réacteur nucléaire. L'invention concerne aussi un barreau d'absorption de neutrons capable d'empêcher le phénomène de gonflement d'un absorbeur de neutrons, tout en réduisant les con- traintes créées dans un tube de revêtement du fait d'un gonflement lorsque celui-ci se produit, avec conservation de caractéristiques saines. A cet effet, l'invention concerne une barre de commande pour réacteur nucléaire, du type qui comprend une structure supérieure, une structure inférieure, un tirant central placé entre la structure supé- rieure et la structure inférieure, un dispositif ayant plusieurs ailettes raccordées mutuellement par le tirant central afin que plusieurs ailettes soient disposées avec une section latérale en croix, et un dispositif absorbeur de neutrons entouré dans une partie principale au moins de plusieurs trous ou logements formés en direction de la largeur dans chaque ailette et alignés dans la direction longitudinale de l'ailette, et dans laquelle le dispositif à ailettes est disposé de manière que chacune des ailettes soit formée par une plaque de hafnium métallique, d'un alliage de hafnium composé de hafnium et de zirconium ou de titane, ou d'un alliage dont le consti- tuant principal est le zirconium ou le titane, le dispositif absorbeur de neutrons comporte un absorbeur de neutrons de longue vie qui est enfermé dans les trous formés dans une partie avant d'introduction de l'ailette et qui est irradié par une grande quantité de neutrons et est formé de hafnium, d'un métal dont le constituant principal est le hafnium, ou d'un alliage argent-indium-cadmium, et un absorbeur neutre qui est introduit dans la plus grande partie au moins des autres trous et qui contient du bore, et un mélange d'une matière contenant du bore et d'au moins un absorbeur d'hydrogène composé au moins de parti- cules de zirconium ou de poudre de hafnium, enfermée dans les trous destinés à loger l'absorbeur de neutrons conte- nant du bore et disposés dans une plage partant de la partie avant introduction et qui est irradiée par une grande quantité de neutrons, cette plage pouvant atteindre le quart de la longueur L de la partie efficace de chauf- fage d'un coeur de réacteur. A cet effet, l'invention concerne une barre de commande destinée à un réacteur nucléaire, du type qui comprend: une structure supérieure, une structure inférieure, un tirant central destiné à assurer le raccordement de la structure supérieure et de la structure inférieure, une plaque de gainage raccordée au tirant central et ayant, en coupe latérale, une forme en U de manière qu'elle constitue des ailettes qui forment une section latérale en croix, et un dispositif à barreau absorbeur de neutrons placé dans la plaque de gainage et sous forme alignée, et dans laquelle le dispositif à barreau absorbeur de neutrons est constitué par introduction d'un absorbeur de neutrons de longue vie formé de hafnium métallique, d'un métal dont le constituant principal est le hafnium ou d'un alliage argent-indium-cadmium (Ag-In-Cd) dans un tube de revêtement avec formation d'un espace ou d'un manchon autour de l'absorbeur de neutrons ou par formation d'un film d'oxyde sur une surface de l'absorbeur de neutrons. A cet effet, l'invention concerne un barreau d'ab- sorption de neutrons, comprenant: un tube allongé de revêtement, il des bouchons destinés à fermer les deux parties d'extrémité du tube de revêtement, et un dispositif absorbeur de neutrons logé dans le tube de revêtement, dans lequel le dispositif absorbeur de neutrons est un absorbeur de neutrons de longue vie enfermé d'un côté du tube de revêtement qui est irradié par une grande quantité de neutrons, et qui est formé de hafnium métallique, d'un alliage dont le constituant principal est le hafnium ou d'un alliage argent-indium-cadmium, et d'un absorbeur de neutrons enfermé dans une région résiduelle et formé d'un composé du bore, et lrabsorbeur de neutrons à longue vie est enfermé dans le tube de revêtement avec formation d'un espace ou d'un manchon autour de l'absorbeur de neutrons de longue vie ou avec formation d'un film d'oxyde à la surface de l'absorbeur de neutrons de longue vie. L'invention telle que décrite précédemment met en oeuvre un composé du bore tel que le carbure de bore (B 4 C) et l'hexaborure d'europium (Eu B 6) et un absorbeur d'hydro- gène composé au moins soit de particules de zirconium (Zr) ayant un excellent rendement d'absorption d'hydrogène, soit de poudre de hafnium (Hf) (comme Hf a une activité plus faible que Zr, il est préférable que sa dimension particu- laire soit faible) En conséquence, des atomes de tritium ( 3 T) qui peuvent être dégagés par réaction directe ou indirecte entre le bore et des neutrons et des atomes d'hydrogène actif (H) qui peuvent être dégagés par radio- lyse de l'eau introduite lorsque la barre de commande a été fabriquée, peuvent être absorbés efficacement En consé- quence, la réaction d'hydrogénation à la surface interne du trou ou logement formé dans l'ailette peut être évitée efficacement En outre, une autre réaction d'hydrogénation de Hf métallique ou de l'alliage Ag-In-Cd qui doit être introduit dans la partie des trous ou logements formés dans l'ailette peut aussi être efficacement évitée Comme le volume des particules de Zr et de la poudre de Hf augmente par absorption d'hydrogène, la densité du mélange du composé du bore et soit des particules de Zr, soit de la poudre de Hf, doit être réglée, avec estimation initiale de l'augmentation en volume. En outre, une feuille de zirconium (Zr) ayant une capacité satisfaisante d'absorption d'hydrogène et une dureté réduite, est placée à la surface interne du trou ou logement formé dans l'ailette, afin qu'elle forme un manchon En outre, le composé du bore tel que B 4 C ou Eu B 6 est enfermé dans le manchon Dans ce cas, le procédé de fabrication utilisé peut être tel qu'un organe tubulaire formé de Zr l'entoure avant introduction dans le trou ou logement En conséquence, un espace d'une certaine dimen- sion est obligatoirement formé entre l'organe tubulaire de Zr et la surface interne du trou ou logement En consé- quence, si un gonflement a lieu parce que l'organe tubu- laire formé de Zr absorbe l'hydrogène, l'espace précité absorbe la dilatation cubique, provoquant ainsi un retarde- ment important du moment du début d'application des con- traintes dans le trou Si la quantité d'hydrogène absorbée est faible ou nulle, comme la densité d'hydrogène dans l'organe tubulaire formé de Zr est faible, cet organe tubulaire ou l'espace précité absorbe la dilatation cubique due au gonflement du composé du bore En conséquence, le moment auquel la contrainte agit sur le trou peut être notablement retardé. De plus, le barreau métallique de Hf ou d'alliage Ag-In-Cd destiné à être introduit dans le trou formé dans l'ailette est divisé longitudinalement en plusieurs mor- ceaux Une bande de Zr est placée entre les morceaux précités En conséquence, si une contrainte agit à la surface interne du trou pour une raison quelconque, la bande peut être écrasée, et la création d'une contrainte excessivement grande peut être évitée Comme Zr a des performances satisfaisantes d'absorption d'hydrogène, il absorbe l'hydrogène lorsque la densité de celui-ci s'est élevée, si bien que la densité d'hydrogène peut alors être réduite En conséquence, le gonflement dû à l'absorption d'hydrogène par l'organe d'introduction tel que le barreau de Hf métallique ou d'alliage Ag-In-Cd destiné à pénétrer dans le trou peut être évité notablement De plus, le gonflement qui est dû à l'absorption d'hydrogène par Hf, l'alliage Hf-Zr ou l'alliage Hf-Ti qui forme le trou peut être retardé notablement. Les organes tubulaires formés de Zr sont en outre introduits dans une partie des trous formés au voisinage de la partie d'introduction avant L'organe tubulaire précité est réalisé avec un type non étanche et une forme creuse qui délimite une chambre de gaz Si le gaz contient de l'hydrogène ou du tritium, il peut être absorbé par l'or- gane tubulaire de Zr En conséquence, l'absorption d'hydro- gène ou de tritium à la surface interne du trou peut être évitée Les caractéristiques saines du trou peuvent en conséquence être conservées Le trou possède donc une fonction de piégeage d'hydrogène et de formation d'une chambre pour le gaz. Le hafnium métallique, l'alliage de Hf ou l'alliage Ag-In-Cd constituant l'absorbeur de neutrons à longue vie destiné à être enfermé dans le barreau d'absorption de neutrons pour être utilisé dans la barre de commande de réacteur nucléaire, absorbe, à sa surface, l'hydrogène dégagé par la radiolyse de l'eau restant lorsque le barreau a été fabriqué, l'hydrogène provenant de l'eau du coeur nucléaire et introduit après transmission par le tube de revêtement, et le tritium dégagé et évacué par la réaction entre le bore et les neutrons, dans le cas o un composé du bore est aussi enfermé Cependant, selon l'invention, un espace est formé entre l'absorbeur de neutrons du type à longue vie et le tube de revêtement, l'absorbeur de neu- trons à longue vie est entouré par un mince manchon de zirconium, de hafnium, de titane ou d'acier inoxydable, ou un film d'oxyde est formé à la surface de l'absorbeur de neutrons à longue vie avant logement dans le tube de revêtement En conséquence, la création d'une contrainte dans le tube de revêtement à la suite du gonflement de l'absorbeur de neutrons à longue vie peut être pratiquement évitée. Ainsi, dans le cas o un espace est formé entre l'absorbeur de neutrons du type à longue vie et le tube de revêtement, l'influence du gonflement, le cas échéant, sur le tube de revêtement peut être notablement réduite Dans le cas o le mince manchon est formé autour de l'absorbeur de neutrons du type à longue vie et o le manchon est formé de Zr, Hf ou Ti, le manchon constitue un organe de piégeage d'hydrogène En conséquence, le gonflement de l'absorbeur de neutrons du type à longue vie, par absorption de l'hy- drogène, peut être évité Bien que le manchon soit au contact de la partie gonflée, l'influence sur le tube de revêtement peut être réduite parce que un espace d'une certaine dimension, qui constitue un espace capable d'ab- sorber le gonflement, est formé obligatoirement entre la surface interne du tube et la surface externe du manchon, et entre la surface interne du manchon et la surface de l'absorbeur de neutrons à longue vie Dans le cas o le manchon est formé d'acier inoxydable, l'absorbeur de neutrons à longue vie provoque un gonflement Cependant, l'espace formé constitue un espace d'absorption du gonfle- ment, si bien que les contraintes créées dans le tube de revêtement peuvent être notablement réduites Dans le cas o le film d'oxyde se forme à la surface de l'absorbeur de neutrons du type à longue vie, le film d'oxyde constitue une barrière s'opposant à l'absorption de l'hydrogène En conséquence, le gonflement de l'absorbeur de neutrons du type à longue vie peut être évité. Dans le cas o l'absorbeur de neutrons à longue vie et le composé du bore sont tous deux enfermés dans le tube de revêtement, les particules de Zr ou la poudre de Hf constituant un organe de piégeage d'hydrogène sont mélan- gées à la poudre du composé du bore placée dans une région qui est irradiée par une quantité relativement grande de neutrons En conséquence, le tritium dégagé lorsque le composé du bore est irradié par les neutrons est absorbé par les particules de Zr ou la poudre de Hf En consé- quence, le dégagement de tritium peut être évité, et le gonflement de l'absorbeur de neutrons du type à longue vie est empêché Bien que le composé du bore provoque un gonflement par l'hélium gazeux dégagé par la réaction entre le composé du bore et les neutrons, la création de con- traintes appliquées au tube de revêtement peut être évitée par ajustement de la densité de l'enceinte du composé du bore. Un autre procédé qui peut être utilisé est tel que le composé du bore présent dans une région qui est irradiée par une quantité relativement grande de neutrons est entouré par le tube interne formé de Zn pur, Hf ou d'acier inoxydable Dans le cas o le tube interne est formé de Zr, il peut être utilisé comme organe de piégeage d'hydrogène ou comme organe de relaxation des contraintes Dans le cas o il est formé de Hf, il a une fonction de piégeage d'hydrogène et de relaxation des contraintes ainsi que celle d'un absorbeur de neutrons à longue vie Le tube interne d'acier inoxydable constitue un organe de relaxa- tion des contraintes réalisé par formation d'un espace. Cependant, il est préférable dans ce cas que des particules de Zr ou de la poudre de Hf soient mélangées au composé du bore En outre, toujours dans ce cas, la diffusion du tritium provenant du composé du bore de l'absorbeur de neutrons à longue vie peut être pratiquement évitée Le gonflement du composé du bore dû à l'hélium gazeux peut être absorbé par le tube interne si bien que les con- traintes créées dans le tube de revêtement sont notablement réduites Ainsi, selon l'invention, les caractéristiques saines du tube de revêtement peuvent être notablement accrues. D'autres caractéristiques et avantages de l'inven- tion seront mieux compris à la lecture de la description qui va suivre d'exemples de réalisation, faite en référence aux dessins annexés sur lesquels: la figure 1 est une perspective générale d'un premier mode de réalisation de barre de commande pour réacteur nucléaire selon l'invention; la figure 2 est une coupe par un plan vertical représentant une partie essentielle de la barre de commande pour réacteur nucléaire, représentée sur la figure 1: la figure 3 est une coupe par un plan vertical suivant la ligne I-I de la figure 1; la figure 4 est une coupe en plan suivant la ligne II-II de la figure 2; la figure 5 est une coupe en plan suivant la ligne III-III de la figure 2; la figure 6 est une coupe en plan suivant la ligne IV-IV de la figure 2; la figure 7 est une coupe en plan suivant la ligne V-V de la figure 2; la figure 8 est une coupe en plan suivant la ligne VI-VI de la figure 2; la figure 9 est une coupe par un plan vertical d'un second mode de réalisation de barre de commande pour réacteur nucléaire selon l'invention, représentant une partie d'une ailette; la figure 10 est une coupe verticale suivant la ligne VII-VII de la figure 9; les figures li A à 11 I sont des coupes en plan qui représentent des structures de trous ou logements d'une ailette de barre de commande pour réacteur nucléaire selon l'invention; la figure 12 est une coupe représentant un absorbeur de neutrons introduit dans un trou ou logement formé dans une ailette; la figure 13 est une coupe d'un trou ou logement formé dans une ailette et dans lequel un absorbeur de neutrons est introduit et enfermé de manière étanche; la figure 14 est une coupe partielle d'un troisième mode de réalisation de barre de commande de réacteur nucléaire selon l'invention; la figure 15 est une coupe par un plan vertical suivant la ligne VIII-VIII de la figure 14; la figure 16 est une coupe d'un quatrième mode de réalisation de barre de commande de réacteur nucléaire selon l'invention; la figure 17 est une coupe d'un cinquième mode de réalisation de barre de commande pour réacteur nucléaire selon l'invention; la figure 18 est une vue globale en perspective d'un sixième mode de réalisation de barre de commande de réac- teur nucléaire selon l'invention; la figure 19 est une coupe représentant une partie de la figure 18; la figure 20 est une coupe par un plan vertical du barreau d'absorption de neutrons incorporé à la barre de commande de réacteur nucléaire de la figure 18; la figure 21 est une coupe en plan suivant la ligne I-I de la figure 20; la figure 22 est une coupe en plan suivant la ligne J-J de la figure 20; la figure 23 est une coupe en plan suivant la ligne K-K de la figure 20; les figures 24 à 29 sont des coupes par des plans verticaux d'autres variantes d'une partie X représentée sur la figure 20; les figures 30 et 31 sont des coupes par un plan vertical d'une autre variante de la partie Y représentée sur la figure 20; la figure 32 est une coupe représentant une partie de l'ailette destinée à être utilisée dans une barre de commande pour réacteur nucléaire à eau bouillante; la figure 33 est une coupe représentant la partie L de la figure 32; la figure 34 est une coupe d'une barre de commande classique pour réacteur nucléaire; la figure 35 est une coupe dans laquelle un absor- beur de neutrons est enfermé dans un trou ou logement formé dans une ailette de barre de commande classique pour réacteur nucléaire; et la figure 36 est une coupe représentant l'absorbeur de neutrons de la figure 35 une fois qu'il a été enfermé de manière étanche. La figure 1 représente la configuration d'un premier mode de réalisation de barre de commande pour réacteur nucléaire selon l'invention, le corps de la barre étant désigné par la référence 10 Cette barre de commande 10 destinée à être utilisée dans un réacteur nucléaire est destinée à être introduite et retirée par un mécanisme d'entraînement de barre de commande (qui n'est pas repré- senté) Chaque jeu d'ensembles combustibles est formé d'un groupe de quatre ensembles combustibles, ces derniers étant placés dans la partie du coeur d'un réacteur nucléaire à eau bouillante constituant un réacteur à eau légère Grâce à l'introduction de la barre de commande dans la partie du coeur du réacteur et à son retrait, le fonctionnement du réacteur nucléaire peut être interrompu et la puissance du réacteur peut être ajustée et réglée. La barre 10 de commande pour réacteur nucléaire comporte un organe supérieur Il formant une structure supérieure, un organe inférieur 12 formant une structure inférieure, un organe central 13 constituant un tirant placé entre l'organe supérieur 11 et l'organe inférieur 12 et formant un tirant central, et quatre ailettes rectangu- laires 14 raccordées au tirant central 13 en formant une section latérale en croix et jouant le rôle d'ailettes Une poignée 15 de manutention de la barre de commande 10 pour réacteur nucléaire est formée en une seule pièce avec l'organe supérieur 11 D'autre part, un organe 16 de limitation de vitesse est fixé à la partie inférieure de l'organe inférieur 12 Une douille 17 d'accouplement est placée sous l'organe 16 et est fixée de façon amovible au mécanisme d'entraînement de barre de commande (qui n'est pas représenté) Les références 18 et 19 désignent respec- tivement des galets de guidage destinés à guider régulièrement la barre de commande 10 par rapport à un réacteur nucléaire. Le tirant central 13 destiné - raccorder les quatre ailettes 14 de la barre de commande 10 peut prolonger l'organe supérieur 11, vers l'organe inférieur 12 Dans une variante, plusieurs tirants centraux 13 sont placés à des intervalles de 20 à 30 cm La partie d'extrémité supérieure 14 a de l'ailette 14 fixée au tirant central 13 par soudage ou analogue, est fixée à l'organe supérieur 11 alors que la partie inférieure de l'ailette est fixée à l'organe infé- rieur 12 Chaque ailette 14, comme représenté sur les figures 2 et 3, est formée par une plaque rectangulaire de hafnium métallique, une plaque métallique contenant essen- tiellement du hafnium (une plaque formée d'un alliage de hafnium et de zirconium (Zr) ou d'un alliage de hafnium et de titane (Ti) ou une plaque d'un alliage dont le principal constituant est le zirconium (Zr) et le titane (Ti)). L'ailette 14 a plusieurs trous 20 ou logements formés dans la direction transversale de l'ailette 14 sur une longueur L qui équivaut à la longueur axiale totale du coeur du réacteur nucléaire, cette longueur L étant équivalente à la hauteur de la partie de chauffage efficace du coeur nucléaire, c'est-à-dire par exemple 3,6 m ( 144 pouces) ou 3,7 m ( 146 pouces). Chacun des trous 20 ou logements formés dans l'ai- lette 14 est représenté en coupe dans des régions (A) à (E), depuis l'extrémité avant dans la direction d'introduc- tion Des organes tubulaires (manchons) 21 formés chacun de Zr ou Zr pur sont introduits dans les trous 20 dans la région (A), des organes tubulaires 21 de Zr ou Zr pur, remplis chacun de particules (granulés) 22 de Zr ou Zr pur, sont introduits dans la région (B) et des organes tubu- laires 21 de Zr ou Zr pur, dans lesquels un barreau de Hf métallique 23 (ou un barreau d'alliage de hafnium ou un barreau d'alliage Ag-In-Cd) qui est un organe d'un matériau d'absorption à longue vie, est introduit, sont placés dans les trous dans la région (C) En outre, des particules de B 4 C (poudre 27 a) et des particules de Zr ou Zr pur 27 b sont introduites (injectées), après mélange, dans les trous 20 dans la région (D) et des particules de B 4 C sont intro- duites (injectées) dans les trous 20 dans la région (E). Comme le hafnium (Hf) qui constitue un absorbeur de neutrons à longue vie est un matériau absorbant les neu- trons de résonance, il est nécessaire de le mettre sous forme d'un barreau ayant une grande section par rapport au volume Le hafnium est un élément métallique qui a une stabilité chimique extrêmement grande De nombreux types d'isotopes Hf-176, Hf-177, Hf-178, Hf-179, Hf-180 et analogues existent et peuvent chacun absorber de manière satisfaisante des neutrons et ils absorbent les neutrons d'énergie de résonance de manière relativement considé- rable En particulier, Hf-177 et Hf-178 possèdent un excellent effet d'absorption des neutrons Par exemple, Hf-176 absorbe un neutron en se transformant en Hf-177 puis absorbe des neutrons en se transformant en Hf180 en passant par Hf-179 et Hf-178 En conséquence, un noyau atomique de Hf peut absorber plusieurs neutrons et continue à absorber des neutrons pendant longtemps En conséquence, on peut dire que le hafnium est un absorbeur de neutrons du type à longue vie. Dans les régions précitées (A) à (D), un barreau de Hf métallique 24 (ou un barreau d'alliage Ag-In-Cd) est placé à la partie d'extrémité du côté externe de l'ailette 14 En outre, une feuille (bande) 25 formée de Zr ou Zr pur est placée entre le barreau 24 de Hf métallique et la surface d'extrémité des trous précités 20 ou logements. Le barreau métallique de Hf 24 (ou le barreau d'alliage Ag-In-Cd) est entouré, comme indiqué sur les figures 4 à 7, par une feuille 25 formée de Zr ou Zr pur. Dans la région précitée (E), un barreau 26 d'alliage Hf-Zr (ou d'alliage Hf-Ti) est placé à la partie d'extrémité externe (périphérie) de l'ailette 14. Les régions précitées (A) à (D) sont irradiées par une grande quantité de neutrons En particulier, les régions (A) à (C) sont considérablement irradiées par les neutrons En conséquence, un composé du bore (par exemple B 4 C ou Eu B 6) dont la vie est relativement courte, n'est pas enfermé, mais le barreau de Hf métallique 23 (ou d'alliage Ag-In-Cd) ayant une longue vie par absorption de neutrons est enfermé sous forme d'un absorbeur de neutrons du type à longue vie La région (B) est irradiée par une quantité relativement grande de neutrons et constitue une région dont la caractéristique d'absorption de neutrons doit être améliorée En conséquence, le composé du bore doit être utilisé dans la région (B) de manière qu'un mélange 27 formé par mélange de particules 27 b de Zr ou Zr pur, constituant des absorbeurs d'hydrogène, et de B 4 C 27 a est entouré afin qu'il absorbe le tritium ( 3 T) qui est créé par réaction entre le bore et les neutrons et l'hydrogène (H) qui peut être dégagé par radiolyse de l'eau. La région précitée (A) a une fonction de chambre contenant un gaz, constituant une partie d'absorption de 3 T et H Il est préférable que la dimension axiale de la région (A) soit limitée à une longueur (d'environ 1 à 3 cm) équivalant à la longueur d'l à 3 trous 20 ou logements Un exemple de barre de commande réalisé dans ce mode de réalisation est tel que l'épaisseur de l'ailette 14 est d'environ 8 mm, le diamètre du trou 20 est d'environ 6 mm et la distance comprise entre les axes centraux des deux trous 20 est d'environ 8 mm En conséquence, dans cet exemple de réalisation, la largeur d'un trou est d'environ 8 mm (à 1 cm) dans la direction de la longueur de l'ailette 14, et celle de trois trous est égale à ( 3 x 8 + 2 x 2) soit 28 mm (jusqu'à 3 cm). Les absorptions de 3 T et H sont essentiellement réalisées dans la région précitée (B) Dans le cas o les particules 22 de Zr ou Zr pur sont enfermées, il est préférable que la longueur (le nombre) des trous dans la direction longitudinale de l'ailette dans la partie qui est la somme des régions (A) et (B) soit limitée à une valeur plus petite que 2 à 3 cm (environ deux à trois trous) afin que la détérioration du rendement de réactivité du réacteur nucléaire soit réduite Si l'on suppose que la région (A) comporte un trou et la région (B) cosiipo r Le deux trous, trois trous sont placés dans les régions (A) + (B) si bien que la longueur est d'environ 3 cm, comme dans la structure décrite précédemment Dans tous les cas, comme les régions (A) et (B) ne sont pas remplies d'absorbeur de neutrons, l'efficacité de réactivité est détériorée si les régions (A) et (B) sont formées avec une grande longueur. La région (C) est une partie dans laquelle un dispositif destiné à empêcher le gonflement de l'absorbeur de neutrons à longue vie est placé de manière que l'organe tubulaire 21 formé de Zr ou Zr pur absorbe 3 T et H absorbe aussi les contraintes dues au gonflement de l'absorbeur de neutrons du type à longue vie Zr ou Zr pur constituant un absorbeur d'hydrogène se présente comme un matériau mou ayant d'excellentes performances d'absorption d'hydrogène. Un espace est formé nécessairement entre le trou 20 ou logement et l'organe tubulaire 21 formé de Zr ou Zr pur, l'espace Jouant le rôle d'un espace d'absorption du gonflement. En outre, la structure est réalisée de manière que les particules 27 b de Zr mélangées à B 4 C 27 a absorbent 3 T et H dans la région (D) si bien que la diffusion vers les autres parties est évitée Comme la région précitée (E) est irradiée par des neutrons en petites quantités, le rapport de dégagement de 3 T est faible, et la vitesse de radiolyse est faible aussi En conséquence, aucun dispositif spécial n'est placé dans cette région. La longueur des régions (A) à (D) de la barre de commande de ce type qui est introduite pendant le fonction- nement est habituellement comprise entre le quart et les trois-quarts de la longueur totale L du coeur du réacteur et est à peu près égale à la moitié de cette longueur L. Cependant, elle varie suivant l'utilisation de la barre de commande Par exemple, dans le cas o elle est totalement retirée pendant le fonctionnement, on peut considérer qu'il est possible d'utiliser une longueur totale de (A) à (B) inférieure au quart de L, par exemple d'environ 30 cm ou moins. La raison pour laquelle la plage précitée (entre le quart et les trois-quarts de la longueur totale L du coeur du réacteur) est utilisée est maintenant décrite Ainsi, si l'on évalue la distribution réelle et la distribution moyenne de l'irradiation des neutrons dans la barre de commande d'un type introduit pendant le fonctionnement, la quantité de rayonnement est plane et est élevée dans une région de longueur à peu près égale à la moitié de la longueur totale L depuis la partie d'extrémité avant d'introduction de la barre de commande 10 La quantité de rayonnement de neutrons augmente dans une région d'environ 15 cm (dans une région d'environ 25 cm ou moins) depuis la partie d'extrémité antérieure d'introduction En particu- lier, une quantité extrêmement élevée de rayonnement est indiquée dans une région d'environ 5 cm dans la partie d'extrémité avant. D'autre part, la quantité de rayonnement par les neutrons diminue rapidement à une position correspondant à la moitié environ de la longueur depuis la partie d'extré- * mité d'introduction de la barre de commande 10, vers la partie d'extrémité d'introduction La quantité de rayonne- ment formé par les neutrons est considérablement réduite dans une région correspondant au quart de la longueur depuis la partie d'extrémité d'introduction vers la partie avant d'introduction La barre de commande est changée suivant son utilisation et la valeur indiquée égale à la moitié de L est modifiée dans une plage comprise entre le quart et les trois-quarts de L. Dans la plage précitée pour les régions (A) à (D), la feuille 25 (bande) formée de Zr ou Zr pur est disposée à la surface externe du trou 20 et la matière à base de Zr ou Zr pur placée autour du barreau externe de hafnium métal- lique 24 (ou d'alliage Ag-In-Cd) agissent de la même manière que l'organe tubulaire 21 placé dans la région précitée (C) et formé de Zr pur La longueur totale des régions (A) à (C) est réalisée afin qu'elle soit de l'ordre de 15 à 35 cm Si elle est supérieure à cette longueur, elle n'est pas avantageuse car le poids de la barre de commande augmente et l'efficacité de réactivité peut être détériorée. Un second mode de réalisation de barre de commande 1 OA pour réacteur nucléaire selon l'invention est mainte- nant décrit en référence aux figures 9 et 10 Sur ces figures 9 et 10, les éléments identiques ou équivalents à ceux du premier mode de réalisation précité portent les mêmes références numériques, dans la description qui les concerne. Sur la figure 9, la plage de la partie d'extrémité avant d'introduction désignée par la référence (a) est constituée par mise en forme en une seule pièce par soudage d'un métal dont le constituant principal est le hafnium (par exemple Hf métallique contenant 2 à 3 * en poids de Zr), un organe d'alliage Hf-Zr ou Hf-Ti comprenant les trous 20 ou logements La longueur de cette plage est d'environ 3 à 35 cm et habituellement d'environ 10 à 15 cm. Comme cette plage est irradiée par une grande quantité de neutrons, la matière contenant Hf, qui est l'absorbeur à longue vie, est utilisée telle qu'elle (environ 100 % et habituellement 97 %). Une plage (b) est réalisée de la même manière qu'indiqué en coupe suivant la ligne II-Il de la figure 2. Il est préférable que le nombre de trous ou logements soit inférieur ou égal à deux environ. Dans la plage (c), l'organe tubulaire 21 formé de Zr ou Zr pur est introduit dans le trou 20 En outre, le barreau de Hf métallique 23 (ou le barreau d'alliage Ag-In-Cd) dont le diamètre est réduit et la longueur est raccourcie, et les particules 22 de Zr ou Zr pur consti- tuant des absorbeurs d'hydrogène, sont injectés en alter- nance dans le trou L'organe tubulaire 21 formé de Zr ou Zr pur forme un petit espace avec le trou 20, cet espace pouvant être utilisé pour la compensation du gonflement En outre, l'organe tubulaire 21 absorbe le gonflement du barreau 23 de Hf métallique (ou d'alliage Ag-In-Cd), et constitue une matière de piégeage de 3 T et H et forme un espace pour l'absorption du gonflement longitudinal du barreau 23 de Hf métallique (ou d'alliage Ag-In-Cd). La longueur totale des plages ou zones (b) et (c) est habituellement d'environ 15 cm Il est préférable que la plage (c) ait deux ou trois trous 20 ou logements qui sont percés Cependant, comme le matériau de l'ailette formant le trou 20 contient l'absorbeur de neutrons Hf, il peut être éliminé Dans la région (d), l'organe tubulaire 21 formé de Zr ou Zr pur est introduit dans le trou 20 En outre, un mélange du composé du bore et de l'absorbeur d'hydrogène formé de particules de Zr ou Zr pur est intro- duit (injecté) dans l'organe supérieur précité 21 formé de Zr ou Zr pur L'organe tubulaire 21 formé de Zr ou Zr pur forme un espace de gonflement avec le trou 20 En outre, le corps tubulaire constitue un organe de piégeage de 3 T et H et forme une région d'absorption (relaxation) du gonflement du bore Les particules de Zr ou Zr pur ont essentiellement pour rôle de piéger 3 T et H Une plage (e) est constituée de la même manière que celle qui est représentée en coupe suivant la ligne V-V de la figure 2. Bien que les structures représentées sur les figures 2 et 9 soient décrites dans des modes de réalisation, la barre de commande pour réacteur nucléaire est en réalité constituée d'une manière très compliquée car les modes de réalisation précités sont combinés Ils peuvent évidemment être simplifiés le cas échéant Par exemple, les parties représentées en coupe par les traits de coupe II-II et III- III de la figure 2 peuvent être remplacés par la partie représentée en coupe suivant la ligne IV-IV En outre, les régions (c) et (d) de la figure 9 peuvent être remplacées par des structures décrites dans la suite en référence aux figures 11 B à 11 E et 11 G. Les figures l A à 11 I représentent des structures destinées aux parties formant les trous ou logements de la barre de commande pour réacteur nucléaire selon l'inven- tion Sur la figure li A, 1 'absorbeur de neutrons 27 formé d'un composé du bore (par exemple B 4 C et Eu B 6) est entouré d'un organe tubulaire (manchon) 21 formé de Zr ou Zr pur. Le barreau 23 de Hf métallique (ou d'alliage Ag-In-Cd) est placé à la partie d'extrémité latérale externe de l'ai- lette En outre, la feuille (bande) 25 formée de Zr est placée à partir du trou 20. On se réfère maintenant à la figure 11 B; le dia- mètre du barreau 23 de Hf métallique (ou d'alliage Ag-In-Cd) qui doit être introduit est réduit afin que l'espace de gonflement soit conservé Ce barreau 23 placé à la partie d'extrémité externe de l'ailette est entouré par l'organe tubulaire 21 formé de Zr ou Zr pur et par la feuille 25 formée de Zr ou Zr pur On se réfère maintenant à la figure 11 C; le diamètre du barreau 23 de Hf métal- lique (ou d'alliage Ag-In-Cd) qui doit être introduit est réduit En outre, de nombreuses parties 23 a en saillie qui peuvent être facilement déformées au moment du gonflement sont réalisées dans la direction circonférentielle du barreau 23 Comme l'indique la figure 11 D, le barreau 23 de Hf métallique (ou d'alliage Ag-In-Cd) qui doit être intro- duit est constitué par une saillie 23 b analogue au filetage d'un boulon afin que des parties d'écrasement soient formées. On se réfère à la figure l E; la longueur du barreau 23 de Hf métallique (ou d'alliage Ag- In-Cd) est inférieure à la profondeur du trou 20 si bien que des particules 22 de Zr pur (absorbeur d'hydrogène) sont injectées dans l'espace créé par le raccourcissement de la longueur précitée Sur la figure 11 F, le barreau 23 de Hf métallique (ou d'alliage Ag-In-Cd) est sectionné en plu- sieurs éléments courts si bien que des particules 22 de Zr ou Zr pur sont placées entre les courts éléments. Sur la figure ll G, le barreau 23 de Hf métallique (ou d'alliage Ag-In-Cd) est divisé verticalement dans la direction de sa longueur Les parties placées entre les tronçons séparés verticalement ont des saillies qui peuvent être écrasées par le gonflement ou des bandes formées de Zr pur sont placées entre les sections séparées verticalement. En conséquence, cette structure réduit les contraintes dues au gonflement, et permet la formation d'un organe de piégeage d'hydrogène étant donné la disposition de la bande de Zr pur de faible dureté (tendre). On se réfère à la figure 11 H; le composé 27 du bore, par exemple des particules 27 a de B 4 C mélangées à des particules 27 b de Zr ou Zr pur, sont enfermées dans le trou En outre, des particules 28 de Hf (granulés) sont enfermées dans la partie d'extrémité latérale externe de l'ailette 14 Les particules de Hf placées dans la partie externe de l'ailette 14 ont des fonctions d'absorbeur de neutrons de longue vie et de matières de piégeage d'hydro- gène Comme B 4 C a des performances limitées d'absorption d'hydrogène par rapport à Zr ou Zr pur, la dimension particulaire doit être réduite, c'est-à-dire doit être sous forme d'une poudre (petites particules), en comparaison des particules 22 de Zr ou Zr pur, afin que la surface spéci- fique soit accrue Sur la figure 11 I, des particules 28 de Hf sont enfermées dans la partie adjacente à la partie d'extrémité du trou 20 En outre, le composé 27 du bore est enfermé dans le trou 20 De plus, une bande de Zr est placée entre la surface d'extrémité du trou 20 et le barreau 24 de Hf métallique, entouré par Zr ou Zr pur à la partie d'extrémité latérale externe de l'ailette 14 Dans ce cas, les particules 28 de Hf ont une fonction de piégeage d'hydrogène, elles constituent un absorbeur d'hydrogène, et elles forment un absorbeur de neutrons de longue vie. Si un film d'oxyde est formé à la surface du barreau 8 de Hf métallique qui doit être introduit dans le trou 20, l'absorption d'hydrogène du barreau 23 peut être limitée. En conséquence, un gonflement supplémentaire peut être limité L'expression "un gonflement supplémentaire peut être limité" indique qu'un gonflement supplémentaire dû à l'absorption d'hydrogène est pratiquement évité parce que le gonflement a eu lieu d'une manière telle que le barreau 23, dans lequel le gonflement a été dû à l'oxydation, est logé dans le trou 23 avec maintien d'un certain espacement. Si un film d'oxyde est formé à lasurface interne du trou 20 ou logement, le film d'oxyde ainsi formé empêche l'apparition du gonflement à la surface interne du trou 20 formé de Hf ou d'alliage Hf-Zr ou Hf-Ti et constituant l'ailette 14. Les figures 12 et 13 représentent un état dans lequel un absorbeur choisi de neutrons ou une matière de piégeage d'hydrogène est enfermé dans le trou 20 et y est soudé hermétiquement L'organe tubulaire 21 formé de Zr ou Zr pur est introduit dans le trou 20 et est rempli de l'absorbeur 27 de neutrons formé de poudre de B 4 C En outre, le barreau 24 de Hf métallique entouré par la feuille 25 de Zr ou Zr pur est placé au voisinage de la partie d'extrémité latérale externe de l'ailette Comme l'organe d'alliage de Hf formant l'ailette 14, c'est-à-dire l'organe de Hf-Zr (ou de Hf-Ti), a une configuration délimitant une ouverture d'extrémité, cette partie est retournée vers l'intérieur afin qu'elle ferme la partie externe par soudage comme représenté sur la figure 13, puisque l'alliage de Hf qui constitue l'ailette et Zr ou Zr pur sont transformés en un alliage mutuel, et une partie de la feuille 25 formée de Zr ou de Zr pur et qui entoure Hf au moment du soudage hermétique fond et se déplace vers la partie fondue Cependant, aucun problème ne se pose car l'alliage précité est un alliage extrêmement sûr. Au moment du soudage, un organe d'alliage de Hf qui a pratiquement la même composition que l'ailette peut être placé du côté opposé (interne) de la partie de soudage, comme dans la structure classique représentée sur les figures 35 et 36. Les figures 14 et 15 représentent un troisième mode de réalisation de barre de commande pour réacteur nucléaire selon l'invention Les éléments identiques ou équivalents à ceux du premier mode de réalisation décrit précédemment portent les mêmes références numériques. Bien que ce mode de réalisation soit fondamenta- lement analogue aux deux premiers modes de réalisation, le barreau 23 de Hf métallique dans lequel est utilisée une partie des modes de réalisation précédents, est introduit sur la partie avant 13 Dans une région de longueur 14 (comprise entre le quart et la moitié de la longueur totale L de la partie efficace) depuis la partie avant précitée et vers la partie d'extrémité lors de l'introduction, le trou est sous forme d'un trou allongé si bien qu'une plus grande quantité de l'absorbeur de neutrons formé du composé du bore 27 a tel que B 4 C est injectée En outre, les parti- cules 27 b de Zr pur se mélangent et jouent donc le rôle d'une matière de piégeage d'hydrogène (absorbeur d'hydro- gène) Dans ce cas, l'efficacité de réactivité peut être accrue puisqu'une plus grande quantité de bore est enfer- mée Comme le rapport de dégagement de 3 T est faible dans la partie 12 et comme il n'est pas nécessaire d'augmenter particulièrement l'efficacité de la réactivité, des trous circulaires classiques sont simplement disposés et l'absor- beur de neutrons tel que B 4 C y est logé. La figure 16 représente un quatrième mode de réali- sation de barre de commande 1 OC pour réacteur nucléaire selon l'invention, dans lequel les éléments identiques ou équivalents à ceux du premier mode de réalisation décrit précédemment portent les mêmes références numériques. La barre de commande de ce mode de réalisation est disposée afin que la partie avant 11 (comprise entre le quart et la moitié de la longueur L) d'introduction ait une structure telle que le trou ou logement est formé dans la plaque d'alliage Hf-Zr ou Hf-Ti et la partie d'extrémité 12 d'introduction a une structure telle que deux plaques de Hf sont disposées en face l'une de l'autre et délimitent un espace entre elles De l'eau est enfermée dans la partie comprise entre les deux plaques de Hf afin qu'elle joue le rôle du modérateur de neutrons et qu'elle assure un refroi- dissement L'absorption de 3 T et H depuis l'intérieur du trou et analogue est empêchée de la même manière que dans les trois premiers modes de réalisation. La figure 17 représente un cinquième mode de réali- sation de barre de commande 1 OD pour réacteur nucléaire selon l'invention, les éléments identiques ou équivalents à ceux du premier mode de réalisation portant les mêmes références numériques. La barre de commande l OD de ce mode de réalisation est disposée de manière que l'ailette 2 soit formée par disposition de l'absorbeur de neutrons dans une gaine en U. Dans la région î 1 (comprise entre le quart et la moitié de la longueur L) de la partie avant d'introduction, le trou ou logement est formé dans la plaque de Hf métallique, ou d'alliage Hf-Zr ou Hf-Ti de composition ordinaire, conte- nant 2 à 3 % de Zr En outre, l'absorbeur de neutrons est enfermé La partie d'extrémité 12 d'introduction est réalisée de manière que des barreaux classiques d'absorp- tion de neutrons aient une structure telle que la poudre de B 4 C est enfermée dans un tube d'acier inoxydable Si la gaine ayant une forme en U est formée d'alliage Hf-Zr ou Hf-Ti, la réactivité peut être accrue et la durée prolon- gée La gaine peut être formée d'acier inoxydable dans le cas o les critères précités ne sont pas imposés L'élément d'absorption de neutrons destiné à être introduit dans la partie 1 est sectionné en deux parties 1 il et 112 ' Si la masse volumique de Hf est élevée dans la partie 1 il, la réactivité est élevée et la durée est prolongée Cependant, comme le poids de la barre de commande augmente de façon indésirable, la masse volumique de Hf est réduite dans la partie 112 afin que le poids et le coût soient réduits. La partie 13 limite l'expansion locale du flux de neutrons due à la réduction de la quantité d'absorbeur de neutrons dans la partie délimitée Hf métallique est ainsi disposé à cet endroit. Comme la barre de commande de réacteur nucléaire dans ce mode de réalisation est telle qu'un mélange d'une matière contenant du bore et au moins de particules de Zr ou de Zr pur ou de particules de hafnium est enfermé dans le trou, l'hydrogène et le tritium peuvent être absorbés et l'absorption d'hydrogène à la surface interne du trou ou logement peut être évitée. En outre, comme le composé du bore entouré par la feuille de zirconium ou de zirconium pur est enfermé dans le trou formé dans l'ailette, un gonflement dû à la réac- tion neutronique du composé du bore peut être absorbé et l'hydrogène et le tritium peuvent aussi être absorbés En conséquence, la création de contraintes dans le trou et l'absorption d'hydrogène peuvent être évitées. De plus, comme l'organe de hafnium métallique ou d'alliage Ag-In-Cd est sectionné longitudinalement afin que la bande de Zr ou Zr pur soit placée entre deux faces en regard, la bande de zirconium constitue une partie de relaxation des contraintes dans le trou à la suite du gonflement car la bande de zirconium pur a une faible dureté En outre, comme elle possède d'excellentes perfor- mances d'absorption d'hydrogène, elle peut absorber l'hy- drogène lorsque celui-ci est présent, avant les autres matériaux En conséquence, l'absorption d'hydrogène à la surface interne du trou et par le hafnium métallique et l'alliage Ag-In-Cd peut être évitée, et le gonflement dû à l'absorption d'hydrogène peut aussi être évité En consé- quence, les contraintes agissant sur le trou peuvent être évitées. De plus, la barre de commande de réacteur nucléaire de ce mode de réalisation est réalisée de manière qu'un organe tubulaire de zirconium ou de zirconium pur ayant des performances satisfaisantes d'absorption d'hydrogène soit introduit dans une partie de trou ou logement placée dans une région de dimension au moins égale à 3 cm et au plus égale à 35 cm à la partie avant d'introduction En outre, la partie interne et externe de l'organe tubulaire a une forme non hermétique afin qu'elle puisse jouer le rôle d'une chambre pour le gaz En conséquence, l'absorption d'hydrogène par le hafnium et l'alliage Ag-In-Cd peut être évitée En outre, l'apparition de contraintes dues au gonflement peut être évitée et l'élévation de la pression du gaz peut être limitée dans la barre de commande En conséquence, des caractéristiques saines peuvent être conservées de manière satisfaisante pour la barre de commande. On décrit maintenant un sixième mode de réalisation de barre de commande de réacteur nucléaire. Une barre de commande 30 pour réacteur nucléaire est une barre du type classique tel que représenté sur la figure 18, la barre 30 ayant quatre ailettes 31 contenant un barreau perfectionné 32 d'absorption de neutrons. Chaque ailette 31 comporte une plaque 33 de gainage ayant une section en U très profond et formant une plaque de gainage de manière que les côtés d'ouverture de la plaque 33 soient fixés à une barre centrale 31 formant un tirant central d'une manière telle que les côtés d'ouver- ture des ailettes 3 sont disposés afin qu'ils forment une section latérale en croix Plusieurs barreaux 32 d'absorp- tion de neutrons sont alignés dans la plaque 33 formant la gaine, le barreau 32 constituant un barreau absorbeur de neutrons La référence 35 désigne un organe supérieur et la référence 36 un organe inférieur de la structure, la référence 37 désigne une poignée, la référence 38 un organe limiteur de vitesse et la référence 39 une douille d'accou- plement. Comme représenté sur la figure 19, le barreau 32 d'absorption de neutrons a un tube allongé de revêtement ou de placage 40 logeant des organes et un matériau d'absorp- tion de neutrons 41 et 42 Les deux parties d'extrémité du tube 40 sont fermées par des bouchons 43 formant des obturateurs Bien que le tube de revêtement 36 soit habi- tuellement formé d'acier inoxydable, il peut être formé de Hf métallique, d'un alliage de Hf dont le constituant principal est Hf et Zr ou d'un autre alliage de Hf dont le constituant principal est formé de Hf et Ti. Le barreau 32 d'absorption de neutrons est essen- tiellement divisé en trois parties X, Y et Z La partie X est irradiée par des neutrons en grande quantité, lorsqu'il est en position dans la barre de commande 30 En consé- quence, un organe absorbeur de neutrons du type à longue vie 41, formé de Hf métallique ou d'un alliage de Hf contenant Hf et Zr ou Ti, ou d'un alliage Ag-In-Cd est placé dans la partie X Dans ce mode de réalisation, le diamètre de l'organe 41 d'absorption est inférieur d'une certaine quantité au diamètre interne du tube de revêtement constituant un tube interne non scellé En outre, un mince manchon 44 formé de Zr pur, de Hf, de Ti ou d'acier inoxydable est formé autour de l'organe 41 d'absorption de neutrons et est introduit dans le tube 40 Dans les parties Y et Z, le composé 42 du bore formé d'une poudre est disposé sous forme d'un organe d'absorption de neutrons. Comme la partie Y est irradiée par des neutrons en quantité relativement grande, des particules de Zr pur et/ou une poudre 45 de Hf constituant une matière de piégeage d'hy- drogène (absorbeur d'hydrogène) est mélangée au composé du bore 42 Comme la partie Z est irradiée par des neutrons en quantité réduite et comme le rapport de dégagement de tritium ( 3 T) est réduit, la matière de piégeage d'hydrogène n'est pas présente dans cette structure. Bien qu'on ait indiqué que le composé 42 du bore était B 4 C, on peut aussi utiliser Eu B 6 ou BN Comme le composé du bore 42 subit un gonflement parce que de l'hélium gazeux est dégagé par réaction avec les neutrons, la densité de chargement du composé du bore 42 doit être déterminée d'après le gonflement qui peut être dû par estimation de l'irradiation neutronique Bien que la longueur de la partie X puisse être égale aux trois-quarts de la longueur totale L le cas échéant, elle peut être réglée à une valeur d'environ 3 à 5 cm lorsque la longueur doit être courte La longueur doit être déterminée d'après l'utilisation de la barre de commande 30 qui contient le barreau d'absorption neutronique Dans le cas o la barre de commande 30 est introduite de façon considérable dans le coeur du réacteur pendant le fonctionnement de celui-ci, cette longueur correspond à peu près au rapport 2/1, en référence à la longueur totale L Dans le cas o la barre de commande 30 est extraite du coeur du réacteur nucléaire pendant le fonctionnement de ce dernier, cette longueur est habituellement d'environ 15 cm Bien que la longueur de la partie Z soit habituellement comprise entre le quart et les trois-quarts de la longueur totale L, la longueur cumulée des parties Y et Z peut être obtenue par soustraction de cm de la longueur totale dans le cas o la barre de commande 30 est totalement retirée lors du fonctionnement. En outre, la longueur de la partie Y peut être nulle. Une laine métallique 46 formée de Hf, Zr, d'acier inoxydable ou de fer est enfermée dans une partie comprise entre le bouchon 43 et l'organe 41 d'absorption de neutrons de longue vie En outre, de la laine métallique 47 est placée entre l'organe 41 et la couche Y du mélange du composé du bore afin que le mélange du composé du bore en poudre ne soit pas possible avec la partie entourant l'organe 41 La laine métallique précitée 47 peut être essentiellement la même que la laine 46 placée entre le bouchon 43 et l'organe 41 Cependant, il est préférable que la laine formée d'un matériau d'absorption de neutrons, par exemple de la laine de Hf, soit utilisée dans le cas o la longueur dans laquelle la laine 47 est enfermée dépasse mm environ La raison en est que, si on utilise une matière non absorbante, le flux neutronique s'étend dans la partie précitée et provoque une irradiation locale du composé adjacent du bore par des neutrons en grande quan- tité En conséquence, les caractéristiques saines de l'élément d'absorption de neutrons se détériorent D'autre part, la longueur de la couche dans laquelle la laine métallique 46 est enfermée est habituellement d'environ 5 à mm. Dans le cas du barreau d'absorption de neutrons ayant cette constitution, le tritium dégagé par le composé du bore peut être absorbé par les particules de Zr ou la poudre de Hf, mélangée au composé du bore, afin que sa diffusion dans l'organe d'absorption de neutrons de longue vie soit évitée En outre, comme cet organe d'absorption de neutrons est entouré par le manchon formé de Zr pur, de Hf ou de Ti et constituant une matière de piégeage d'hydrogène ou un organe d'absorption des contraintes ou un manchon formé d'acier inoxydable et jouant le rôle d'un organe de relaxation des contraintes, la création des contraintes dans le tube de revêtement du fait du gonflement peut être évitée de manière satisfaisante. Les figures 24 à 29 représentent des variantes de la partie X de la figure 20, les éléments équivalant à ceux de la figure 20 portant les mêmes références numériques. Dans la première variante représentée sur la figure 24, le diamètre de l'organe 41 d'absorption de neutrons du type à longue vie est inférieur, d'une certaine quantité, au diamètre interne du tube de revêtement 40 si bien qu'un espace 50 est formé entre l'organe 41 et le tube 40 En outre, le jeu indésirable dû à la réduction du diamètre de l'organe 41 d'absorption est empêché par plusieurs petites parties 51 en saillie formées dans les différentes parties de l'organe 41 Grâce à cette structure, les parties 51 en saillie peuvent être facilement écrasées et la création d'une contrainte élevée dans le tube 40 peut être évitée même lorsque l'organe 41 présente un gonflement. Dans une seconde variante représentée sur la figure 25, les parties locales 51 en saillie de la première variante sont remplacées par des parties en saillie 52 analogues à un filetage et formées à la surface de l'organe 41 Dans cette variante, on peut obtenir un effet analogue à celui de la première variante. La figure 26 représente une troisième variante dans laquelle des fossettes 53 sont formées afin que le tube 40 présente des saillies locales et vienne au contact de l'organe 41 d'absorption Si l'organe 41 présente un gonflement, les fossettes 53 peuvent facilement reprendre la configuration d'origine Ainsi, une contrainte impor- tante ne peut pas être créée dans le tube 40. La figure 27 représente une quatrième variante dans laquelle l'organe 41 d'absorption de neutrons de longue vie est sectionné en de nombreux petits morceaux En outre, des particules de Zr ou Zr pur ou de la poudre 45 de Hf sont placées entre les morceaux ainsi formés Dans cette variante, les particules de Zr ou de Zr pur ou la poudre de Hf absorbent l'hydrogène et le tritium En conséquence, le gonflement de l'organe 41 d'absorption de neutrons peut être pratiquement évité Bien que les particules de Zr ou Zr pur et la poudre 45 de Hf provoquent un gonflement, elles peuvent être présentes dans l'espace dégagé même en présence d'un gonflement car elles ont une faible densité. En conséquence, une contrainte importante ne peut pas être créée dans le tube 40. La figure 28 représente une cinquième variante dans laquelle l'organe 41 d'absorption de neutrons de longue vie est divisé longitudinalement en morceaux allongés En outre, deux parties en saillie 54 qui peuvent être facile- ment écrasées par gonflement sont formées localement entre les morceaux allongés Si un gonflement se produit, les parties en saillie 54 sont écrasées successivement si bien qu'une contrainte élevée ne peut pas se former dans le tube pendant ce gonflement En conséquence, le moment auquel des contraintes apparaissent peut être retardé d'une manière considérable. La figure 29 représente une sixième variante dans laquelle l'organe 41 d'absorption de neutrons est sectionné longitudinalement, comme dans la cinquième variante Des bandes 55 formées de Zr ou de Zr pur sont placées au moins dans une partie des espaces délimités entre les morceaux allongés Comme la bande 56 formée de Zr ou Zr pur absorbe l'hydrogène, le gonflement peut être évité dans l'organe 41 Bien que la bande 55 formée de Zr ou Zr pur présente un gonflement, les contraintes du tube 40 peuvent ne pas être élevées de manière satisfaisante car la dureté est faible et l'espace délimité absorbe le gonflement. Une septième variante, bien qu'elle ne soit pas représentée, est telle qu'un film d'oxyde est formé à la surface de l'organe 41 d'absorption de neutrons Dans ce cas, comme le film d'oxyde empêche l'absorption d'hydro- gène, le gonflement de l'organe 41 peut évité. Une huitième et une neuvième variante portent sur la partie Y représentée sur la figure 20 Les figures 30 et 31 sont des coupes de ces variantes. La huitième variante représentée sur la figure 30 est telle que le composé 42 du bore enfermé dans un tube interne non étanche 56 formé de Zr, Hf ou d'acier inoxy- dable est placé dans le tube de revêtement 40 Dans le cas o le tube 56 est formé de Zr pur, le tube interne 56 joue le rôle d'un organe de piégeage d'hydrogène et de relaxa- tion de contrainte et constitue aussi un absorbeur de neutrons Le tube interne 56 formé d'acier inoxydable a simplement le rôle d'un organe de relaxation de con- traintes, car il forme des espaces empêchant le gonflement dû à l'hélium gazeux du composé du bore En conséquence, il est préférable dans ce cas qu'un mélange obtenu à partir de particules de Zr pur (granulés) ou de poudre de Hf (gra- nulés) constituant un matériau de piégeage d'hydrogène, avec le composé 42 du bore, soit introduit dans le tube interne 56 En conséquence, la diffusion du tritium dégagé par le composé du bore 42 vers l'organe 41 d'absorption peut être évitée. Une barre de commande du type représenté sur la figure 32 a été récemment mise au point et est décrite dans la demande de brevet japonais mise à l'inspection publique n' 2-254895 La figure 33 est une vue agrandie de la partie L de la figure 32 Une partie 58 de charge d'organe absorbeur de neutrons est formée avec une section circu- laire, et l'autre partie a une forme sensiblement rectangu- laire, obtenue à l'aide d'un matériau de garnissage formant des éléments à 900 Le soudage en alternance des parties 59 (pour la formation de parties soudées 60) permet l'obten- tion d'une barre de commande représentée sur la figure 32 ayant une forme externe pratiquement identique à celle qui est indiquée sur la figure 14 Cependant, une différence apparente entre la structure de la figure 32 et celle de la figure 19 est que la gaine 33 n'est pas présente dans la structure de la figure 32 Comme l'épaisseur de l'ailette 31 doit être la même afin qu'elle soit montée dans le même réacteur nucléaire, le diamètre de la partie 58 peut être augmenté d'une quantité correspondant à la gaine 33 qui est supprimée En conséquence, un grand nombre d'absorbeurs de neutrons peuvent être logés De cette manière, l'efficacité de réactivité de la barre de commande de réacteur nucléaire peut être accrue et la durée de vie peut être prolongée. Comme l'indiquent les figures 19 et 20, la structure du barreau 32 peut être adaptée à un barreau 61 d'absorp- tion de neutrons représenté sur les figures 32 et 33 et ayant une forme carrée correspondante. L'inventeur a aussi décrit la structure d'un tube interne destiné à une barre de commande dans la demande de brevet japonais mise à l'inspection publique N O 2-2983. Bien qu'une structure destinée à empêcher la détérioration de l'efficacité de la réactivité par utilisation d'un absorbeur de neutrons dans le bouchon du tube interne ait déjà été décrite dans la demande de brevet japonais mise à l'inspection publique no 2-2983, l'invention est mise en oeuvre de manière qu'un manchon de Zr pur (tube interne) formant un matériau de piégeage d'hydrogène soit utilisé. Bien qu'une structure analogue de tube interne ait été décrite dans la demande de brevet japonais mise à l'inspec- tion publique N O 2-13888, le principe de l'utilisation du matériau de piégeage d'hydrogène n'est pas incorporé. Comme l'indique la description qui précède, le barreau d'absorption de neutrons est constitué de manière qu'un tube de revêtement puisse être protégé contre des contraintes excessives En conséquence, un élément d'absorption de neutrons de longue vie ayant des caracté- ristiques extrêmement saines peut être réalisé. Bien que les modes de réalisation de barreaux d'absorption de neutrons selon l'invention soient destinés à une barre de commande pour réacteur nucléaire à eau bouillante, l'invention n'est pas limitée à cette applica- tion Elle convient aussi à une barre de commande pour réacteur à eau pressurisée En outre, la structure du barreau d'absorption de neutrons peut être adaptée à une barre de commande destinée à être utilisée dans un réacteur à eau légère, un réacteur à eau lourde, un réacteur conver- tisseur ou un réacteur surrégénérateur. Bien entendu, diverses modifications peuvent être apportées par l'homme de l'art aux barres de commande et aux barreaux qui viennent d'être écrits uniquement à titre d'exemples non limitatifs sans sortir du cadre de l 'invention. REVENDICATIONS 1 Barre de commande pour réacteur nucléaire, du type qui comprend une structure supérieure, une structure inférieure, un tirant central placé entre la structure supé- rieure et la structure inférieure, un dispositif ayant plusieurs ailettes raccordées mutuellement par le tirant central afin que plusieurs ailettes soient disposées avec une section latérale en croix, et un dispositif absorbeur de neutrons entouré dans une partie principale au moins de plusieurs trous ou logements formés en direction de la largeur dans chaque ailette et alignés dans la direction longitudinale de l'ailette, caractérisée en ce que le dispositif à ailettes ( 14) est disposé de manière que chacune des ailettes ( 14) soit formée par une plaque de hafnium métallique, d'un alliage de hafnium composé de hafnium et de zirconium ou de titane, ou d'un alliage dont le constituant principal est le zirconium ou le titane, le dispositif absorbeur de neutrons ( 23, 24, 27 a) comporte un absorbeur de neutrons de longue vie ( 23) qui est enfermé dans les trous ( 20) formés dans une partie avant d'introduction de l'ailette ( 14) et qui est irradié par une grande quantité de neutrons et est formé de hafnium, d'un métal dont le constituant principal est le hafnium, ou d'un alliage argent-indium-cadmium, et un absorbeur neutre ( 27 a) qui est introduit dans la plus grande partie au moins des autres trous ( 20) et qui con- tient du bore, et un mélange ( 27) d'une matière ( 27 a) contenant du bore et d'au moins un absorbeur d'hydrogène composé au moins de particules de zirconium ou de poudre de hafnium, enfermée dans les trous ( 20) destinés à loger l'absorbeur de neutrons ( 27 a) contenant du bore et disposés dans une plage partant de la partie avant introduction et qui est irradiée par une grande quantité de neutrons, cette plage pouvant atteindre le quart de la longueur L de la partie efficace de chauffage d'un coeur de réacteur. 2 Barre de commande selon la revendication 1, caractérisée en ce que les trous ( 20) formés dans l'ailette ( 14) et disposés dans une certaine plage depuis la partie avant d'introduction, qui est irradiée par une grande quantité de neutrons, pouvant atteindre le quart de la longueur L, sont remplis d'une matière ( 27 a) qui contient du bore et qui est entourée par une feuille de zirconium pur ( 21). 3 Barre de commande selon la revendication 1, caractérisée en ce que les trous ( 20) formés dans l'ailette ( 14) et dans lesquels est placé l'absorbeur de neutrons de longue vie ( 23) sont remplis par l'absorbeur de neutrons de longue vie ( 23) qui est entouré par une feuille de zirconium ( 21). 4 Barre de commande selon la revendication 1, caractérisée en ce que l'absorbeur de neutrons de longue vie ( 23) destiné à être introduit dans les trous ( 20) formés dans l'ailette ( 14) a une configuration comprenant un filetage formant des saillies ( 23 a, 23 b) et des creux à la surface externe. Barre de commande selon la revendication 1, caractérisée en ce que la longueur de l'absorbeur de neutrons de longue vie ( 23) destiné à être introduit dans chacun des trous ( 20) formés dans l'ailette ( 14) est inférieure à la profondeur du trou ( 20), et un absorbeur d'hydrogène au moins ( 22) composé de particules de zirconium ou d'une poudre de hafnium au moins est enfermé dans l'espace du trou ( 20) formé dans une région qui correspond au raccourcissement de la longueur. 6 Barre de commande selon la revendication 1, caractérisée en ce que l'absorbeur de neutrons de longue vie ( 23) destiné à être introduit dans les trous ( 20) formés dans l'ailette ( 14) est divisé en plusieurs courts éléments absorbeurs de neutrons, un espace est formé dans une partie au moins entre les éléments absorbeurs de neutrons, et un absorbeur d'hydrogène ( 22) au moins, composé de particules de zirconium ou de poudre de hafnium, est placé dans cette espace. 7 Barre de commande selon la revendication 1, caractérisée en ce que l'absorbeur de neutrons de longue vie ( 23) destiné à être introduit dans les trous ( 20) formés dans l'ailette ( 14) est divisé longitudinalement en plusieurs morceaux parallèlement à la direction axiale du trou, et des parties en saillie sont formées afin qu'elles créent des espaces entre les morceaux. 8 Barre de commande selon la revendication 1, caractérisée en ce que l'absorbeur de neutrons de longue vie ( 23) destiné à être introduit dans chacun des trous formés dans l'ailette ( 14) est divisé longitudinalement en plusieurs morceaux parallèlement à la direction axiale du trou ( 20), et une bande de zirconium pur est placée entre les morceaux. 9 Barre de commande selon la revendication 1, caractérisée en ce qu'un film d'oxyde est formé à la surface de l'absorbeur de neutrons de longue vie ( 23) destiné à être introduit dans chacun des trous ( 20) formés dans l'ailette. Barre de commande selon la revendication 1, caractérisée en ce qu'un film d'oxyde est formé à la surface interne des trous ( 20) dans lesquels l'absorbeur de neutrons ( 27 a) contenant du bore est enfermé, parmi les trous ( 20) formés dans l'ailette ( 14). 11 Barre de commande selon la revendication 1, caractérisée en ce qu'un absorbeur d'hydrogène au moins ( 22) formé de particules de zirconium ou de poudre de hafnium est enfermé dans un trou au moins ( 20) parmi les différents trous formés sur une longueur au moins égale à 3 cm et inférieure ou égale à 30 cm depuis la partie avant d'insertion de l'ailette ( 14). 12 Barre de commande selon la revendication 1, caractérisée en ce qu'un organe tubulaire ( 21) de zirconium est introduit afin qu'il délimite une chambre de gaz dans un trou au moins ( 20) parmi les trous formés dans une région d'au moins 3 cm et de 30 cm au plus depuis la partie avant d'introduction de l'ailette ( 14). 13 Barre de commande selon la revendication 1, caractérisée en ce qu'un barreau d'absorption de neutrons de longue vie ( 24) formé de hafnium métallique, d'un métal dont le constituant principal est le hafnium ou d'un alliage Ag-In-Cd, placé dans la direction longitudinale de l'ailette 14, est placé à la partie externe de chaque trou ( 20), dans une région correspondant au moins au quart de la longueur depuis la partie avant d'insertion de l'ailette ( 14), la plus grande partie du barreau d'absorption de neutrons étant recouverte d'un manchon de zirconium pur ( 25). 14 Barre de commande selon la revendication 1, caractérisée en ce qu'un barreau d'absorption de neutrons de longue vie formé de hafnium métallique, d'un métal dont le constituant principal est le hafnium ou d'un alliage Ag-In-Cd, disposé dans la direction longitudinale de l'ailette ( 14), est placé à la partie externe de chacun des trous ( 20) qui se trouvent dans une région correspond au quart au moins de la longueur depuis la partie avant d'insertion de l'ailette ( 14), et une bande de zirconium ( 25) est placée entre le barreau d'absorption de neutrons et chacun des trous. Barre de commande selon la revendication 1, caractérisée en ce que des particules de hafnium sont enfermées dans une plage de 1 à 2 cm depuis la partie d'extrémité externe de chacun des trous ( 20) disposés dans une plage correspondant au quart de la longueur depuis la partie avant d'introduction de l'ailette ( 14) vers l'inté- rieur de l'ailette ( 14). 16 Barre de commande selon la revendication 1, caractérisée en ce qu'un organe tubulaire ( 21) de zirconium est introduit dans chacun des trous ( 20) formés dans l'ailette ( 14) et loge l'absorbeur de neutrons ( 27 a) contenant du bore, disposé dans une région du quart de la longueur L depuis la partie avant d'introduction de l'ai- lette ( 14), cette région étant irradiée par une grande quantité de neutrons, et des particules ( 27 b) de zirconium pur et un composé du bore ( 27 a) sous forme mélangée sont enfermés dans l'organe tubulaire ( 21). 17 Barre de commande destinée à un réacteur nucléaire, du type qui comprend: une structure supérieure, une structure inférieure, un tirant central destiné à assurer le raccordement de la structure supérieure et de la structure inférieure, une plaque de gainage raccordée au tirant central et ayant, en coupe latérale, une forme en U de manière qu'elle constitue des ailettes qui forment une section latérale en croix, et un dispositif à barreau absorbeur de neutrons placé dans la plaque de gainage et sous forme alignée, caractérisée en ce que le dispositif à barreau ( 32) absorbeur de neutrons est constitué par introduction d'un absorbeur de neutrons de longue vie ( 41) formé de hafnium métallique, d'un métal dont le constituant principal est le hafnium ou d'un alliage argent-indium-cadmium (Ag-In-Cd) dans un tube de revêtement ( 40) avec formation d'un espace ou d'un manchon ( 44) autour de l'absorbeur de neutrons ou par formation d'un film d'oxyde sur une surface de l'absor- beur de neutrons. 18 Barre de commande selon la revendication 17, caractérisée en ce que le dispositif ( 32) à barreau absor- beur de neutrons est introduit dans une région prédéter- minée du tube de revêtement ( 40) afin qu'un composé du bore ( 42) soit mélangé à un absorbeur d'hydrogène au moins ( 45) composé au moins de particules de zirconium ou de poudre de hafnium. 19 Barreau d'absorption de neutrons, comprenant: un tube allongé de revêtement, des bouchons destinés à fermer les deux parties d'extrémité du tube de revêtement, et un dispositif absorbeur de neutrons logé dans le tube de revêtement, caractérisé en ce que le dispositif absorbeur de neutrons ( 32) est un absorbeur de neutrons de longue vie ( 41) enfermé d'un côté du tube de revêtement ( 40) qui est irradié par une grande quantité de neutrons, et qui est formé de hafnium métal- lique, d'un alliage dont le constituant principal est le hafnium ou d'un alliage argent-indium-cadmium, et d'un absorbeur de neutrons ( 42) enfermé dans une région rési- duelle et formé d'un composé du bore, et l'absorbeur de neutrons à longue vie ( 41) est enfermé dans le tube de revêtement ( 40) avec formation d'un espace ou d'un manchon ( 44) autour de l'absorbeur de neutrons de longue vie ( 41) ou avec formation d'un film d'oxyde à la surface de l'absorbeur de neutrons de longue vie ( 41). 20 Barreau selon la revendication 19, caractérisé en ce qu'un absorbeur d'hydrogène ( 45) composé au moins de particules de zirconium ou de poudre de hafnium est mélangé et enfermé avec l'absorbeur de neutrons ( 42) parmi les absorbeurs de neutrons ( 42) formés d'un composé du bore et destinés à être enfermés dans le tube de revêtement ( 40) dans une région prédéterminée qui est irradiée par une grande quantité de neutrons. 21 Barreau selon la revendication 19, caractérisa en ce que l'absorbeur de neutrons, parmi les absorbeurs de neutrons ( 42) formés d'un composé du bore et destinés à être enfermés dans le tube de revêtement ( 40), dans une région prédéterminée qui est irradiée par une grande quantité de neutrons, est enfermé dans un tube interne non scellé ( 44) placé dans le tube de revêtement ( 40).