FR 2062978 A1 19710702 FR 7034476 A 19700923 La présente invention se rapporte à un dispositif destiné à augmenter le facteur de conversion moyen dans les réacteurs nucléaires de puissance refroidis à l'eau légère en faisant varier la densité du modérateur dans certaines régions du réacteur dans lesquelles le modérateur de refroidissement circule à une très-faible vitesse La présente invention.présente l'avantage essentiel d'éliminer les captures de neutrons parasites , sans pour cela poser de sérieux problèmes technologiques ou se-traduire par des augmentations excessives du cou t Comme on le sait , l'excès de réactivité , qui se manifeste à un degré notable , dans presque toutes les phases de la vie du réacteur de puissance , est habituellement contrôlé en introduisant des quantités convenables de matériaux ayant-en section transversale une haute absorption Dans le décompte des neutrons la fraction des neutrons absorbée par de tels matériaux est en général importante (souvent supérieure à 20%) efit*!mportance économique de ces captures est évidente si l'on considère que dans certaines phases , par exemple au début de la vie d'une charge de combustioie à faible facteur de conversion , la fraction de neutrons-captu- rés par les matériaux absorbants introduits est supérieure à celle recueillie antutilisant une série de dispositifs très onéreux (par exemple n adoptant la poudré d'Aluminium filtre et des aciers au Zr , le raffinage de certains matériaux comme par exemple l'uranium jusqu'à un degré excessivement élevé de pureté appelé "pureté nucléaire " , l'acceptation de limitations sur les contraintes et les températures pour pouvoir utiliser des alliages de magnésium , etc... L'exemple proposé peut être à vrai dire considéré comme se référant aux conditions limites ; en fait la quantité de matériau absorbant introduit dans le réacteur est progressivement réduite à mesure que le combus -tible s' épuise ; néanmoins si la fraction de neutrons capturée par les absorbants est répartie sur toute la vie du combustible , on trouve une valeur atteignant 50 % de sa valeur maximale En outre , si la seconde conaition postulée dans l'exemple , par exemple celle d'un facteur de conversion qui ne soit pas trop élevé (valeur maximale d'envirOn 50 %) est remplie dans la plupart des réacteurs dans lesquels la modération est due principalement à I'hydrogène 2 par exemple dans la plupart des réacteurs de puissance (à la fois en usage et en construction ) , il est évident que les captures mentionnées ci-dessus ont une énorme influence sur l'économie du réacteur Les tentatives pour surmonter de tels inconvénients peuvent être groupées comme suit I / - Tentatives pour utiliser un matériau fertile comme matériau de contrôle 2 / - Tentatives basées sur la variation du décalage spectral La première de ces tentatives (par exemple l'emploi de noyaux fertiles comme matériau de contrôle) n'a donné que des résultats non satisfaisants , principalement pour les raisons suivantes a/-- Les caractéristiques mécaniques des matériaux fertiles ne sont pas très bonnes et se dégradent encore durant l'irra diation quand le matériau fissile commence à provoquer un nombre considérable de fissions , b/ - il est nécessaire que les matériaux utilisés pour le contr8le n'aient pas une section trop variable en fonction de la radiation ; or le matériau fertile ne satisfait pas à cette condition puisque , sous irradiation , d'absorbeur il devient matériau fissile c/ - Le flux intégré s'avère etre bien plus faible dans le matériau absorbant que dans le combustible .Il en résulte que la concentration en matériau fissile produit n'est pas très éle vée et son extraction n'est généralement pas rentable On peut ne pas être d'accord pour considérer les raisons susmentionnées comme les plus importantes pour expliquer l'échec des tentatives d'utilisation des matériaux fertiles pour contrôler la-réactivité , mais il n'en reste pas moins que ces tentatives ont été abandonnées , du moins pour le moment On examinera maintenant la tentative basée sur le "contrôle du décalage spectral ".Par suite des variations spectrales induites par les changements du taux de modération (rapport des atomes de modérateur ou atomes fissiles ) , il se produit une variation du rapport entre les taux de réaction de vitesse et thermique qui modifie le rapport entre la fission thermique et les captures épithermiques de U238. 'S'il était possible de modifier convenablement le rapporte modération il serait possible de contrôler liexcès de réactivité uniquement par capture de U238, en évitant zn même temps les captures parasites ainsi que les difficultés susmentionnées dues à l'emploi de matériaux fertiles pour le contrôle de la réactivité La modification du rapport de modération peut être accomplie en changeant soit la teneur en combustible soit la quantité de modérateur (dans la zone active du noyau). Le premier procédé ne présente pas un intérêt particulier bien que l'on ait fait quelques tentatives dans le passé pour explorer cette possibilité : par exemple le "gavage"- technique utilisé en France pour les réacteurs au graphite .D'autre part il semble pluz séduisant d'agir sur la quantité de modérateur , mais cela pose d'importants problèmes de mécanique et de thermohydraulique en sorte que jusqu'à présent la seule technique appliquée en pratique , au lieu de résoudre ces problèmes , se contente de les contourner. En fait cette solution est basée sur le remplacement de l'hydrogène par le deutérium , ce qui modifie seulement les propriétés neutroniques du système (par exemple le rapport de modération) tandis que le comportement mécanique et thermohydraulique reste pratiquement inchangé Cette solution présente néanmoins des inconvénients sérieux par rapport à la solution classique , à savoir 1/ - Elle est bien plus onéreuse du fait -à la fois du cout de l'eau lourde et de la construction et du coût de fonctionnement des boucles appropriées pour utiliser l'eau lourde au lieu de l'eau légère 2/ - Elle rend impossible , à la différence des dispositifs de contrôle classiques , l'adaptation du matériau de contrôle de manière à égaliser la répartition du flux et elle rend par là - même impossible l'accroissement de la puissance disponible par insertion du matériau de contrôle . Si l'on tient compte du fait que dans une installation nucléaire le coût en combustible affecte , à titre principal le coût de l'énergie produite , il. est très difficile de. compenser une perte de puissance par une amélioration meme si elle est supérieure en pourcentage à l'économie en neutrons. Pour résumer on peut dire que 1/ -- Tous les dispositifs utilisés à présent pour le contrôle de la réactivité des réacteurs de puissance, en fonctionnement ou en construction , n'utilisent pas du tout les neutrons en excès 2/ - La non utilisation des neutrons en excès entraine une perte économique énorme 3/ - Toutes les tentatives faites jusqu'à présent d'utiliser les neutrons en excès , basés sur la capture-de ces neutrons par l'uranium 238 présent dans le combustible ou par le matériau fertile introduit dans le réacteur à cet effet n'ont pas donné de résultats satisfaisants et ont été pas suite rejetées Au contraire de très bons résultats ont été obtenus par le dispositif de contrôle objet de la présente invention dans lequel on réalise l'élimi- nation des captures parasites par conversion de U-238 en Pu 239 d'une manière très simple et peu coûteuse . - On décrira ci-après en premier lieu les considérations de physique sur lesquelles est basé-ledispositif de controle objet de l'invention La figure 1 montre les variations de Koo en fonction du taux de modération R , pour un réseau type modéré par H20 ; dans ce réseau le combustible est en forme de barres de UC enrichi jusqu'à 2,5 % en U235 le diamètre des barres étant de 1,0 cm Le tracé de la courbe se subdivise en trois parties - La partie Â où Koo croît avec R croissant , la partie B dans laquelle Koo est presque indépendant de R et la partie b où Koo décroît avec R croissant Naturellement le tracé de la courbe sera-modifié si les caracté- ristiques du réseau changent , par exemple les pentes des zones A et C seront modifiées ainsi que la position des lignes de séparation entre les trois zones Cependant l'allure générale du graphique sera maintenue s'il y a une quantité suffisante de U238 (par exemple si l'enrichissement du combustible n'excède pas 10 % ) et le plus intéressant est de faire fonctionner toute installation de production d'énergie dans la zone À Les raisons qui incitent , pour un réacteur de puissance , à opérer à l'intérieur de la zone A se résument de la manière suivante r On réalise généralement l'optimisation d'un réacteur de puissance de manière à abaisser le coût unitaire de l'énergie produite .Quand les caractéristiques générales du système (pas exemple le type de réacteur , la puissance , le type de combustible , l'enrichissement etc...) ont été fixées , le taux de modération est choisi de manière à réaliser un compromis convenable entre les exigences de compacité que permet la réduction des-dimensions du noyau et le besoin d'éviter les difficultés de mécanique des neutrons et de sécurité qui se produisent lorsque les taux de modération tombent au dessous de certaines valeurs Comme les problèmes mécaniques et thermohydrauliques peuvent être considérés comme résolus pour les valeurs de R correspondant à K oo maximum on voit pourquoi on opère dans la zone A * À il est important de garder à l'esprit que les améliorations technologiques réalisées jusqu'à présent (vitesses supérieures pour les fluides de refroidissement , circuits pouvant supporter des pressions plus élevées , plus grande sécurité et rapidité d'intervention des pompes de secours etc ...) permettent de déplacer les limites qu'imposent la thermo hydraulique et la sécurité vers des valeurs plus basses du taux de modération tandis que l'économie que permet la réduction en dimensions du noyau conserve la meme importante D'autre part la limitation en neutrons devient moins importante dans la mesure où le coût du combustible n'a qu'une moindre incidence sur le coût de l'énergie produite ; il en résulte que , pour beaucoup de réacteurs à construire , les valeurs du taux de modération sont si faibles qu'en faisapt varier R de 20 à 30 % , goo varie de plus de -5 % On a également la possibilité , en enlevant une fraction dudit momodérateur , de controler dans une large mesure la réactivité à long terme en évitant les captures de neutrons parasites sans qu'il se pose de problèmes technologiques sérieux puisque pour les réacteurs du type cité on peut trouver à l'intérieur du noyau , des fractions de modérateur (20 à 30%) ayant un effet de refroidissement négligeable (par exemple le liquide des compartiments à combustible , le liquide à l'intérieur des guides de. barres etc...) En ce qui concerne les problèmes afférents à la construction et au fonctionnement d'un dispositif adapté à l'obtention d'un tel résultat on notera ce-qui suit La réactivité qui doit être contrôlée rapidement , par exemple en unefraction.de seconde ou au plus quelques secondes , est contrôlée au moyen d'une série de tiges qui , lorsqu'on les introduit dans le noyau provoquent un arrêt du réacteur (barres de sécurité , barres de super - sécurité , barres de chargement adaptées au démarrage et à l'arrêt normal du réacteur ) et absorbent par suite une quantité de neutrons qui , rapportée à la durée de vie totale du combustible , est négligeable , ou par des groupes de tiges qui contrôlent une très faible partie de la réactivité (tiges de contrôle fin ) Par suite la seule réactivité en excès que l'on désire contrôler -en enlevant une partie du modérateur est celle qui compense la variation de réactivité imputable à ia combustion de combustible ; il en résulte que le dispositif objet de la présente invention , permettant l'enlèvement du modérateur liquide , fonctionnera aussi lentement qu'on le veut Le dispositif objet due la présente invention est sensiblement constitué de structure thermiquement isolantes et de chicanes réglables agen cées de manière à permettre l'ébullition , avec par suite une considérable réduction de la densité du modérateur logé dans des zones qui jouent un rôle négligeable dans le refroidissement , ce qui fait varier la probabilité de capture pour U258 permettant ainsi de contrôler la réactivité en excès sans introduire de captures parasites En pratique , pour utiliser le dispositif objet de la présente invention , il est nécessaire que toutes les caractéristiques du -noyau soient optimisées de manière à tenir compte de l'emploi du dispositif , par exemple en concevant le noyau de manière qu'une fraction aussi grande que possible du modérateur ne participe pas au refroidissement On va maintenant décrire plus en détail le dispositif objet de l'invention appliqué à un noyau congu spécialement pour être associé à ce dispositif .On considèrera un noyau muni de surfaces qui ne répartissent en deux régions référencées région A et région 3 (la figure 6 représente une section d'un tel noyau où la référence 1 indique la surface de séparation entre les deux régions A et B) Dans la région À , où le modérateur recouvre les éléments de combustible , se réalise la quasi - totalité du refroidissement (une telle région contiendra généralement une fraction plutot faible de. la quantité totale de modérateur , par exemple de 20 à 30 % et par conséquent cette fraction s'écoulera à vitesse très élevée ) tandis que dans la région B le modérateur aura un effet de refroidissement négligeable et une vitesse si faible que le débit dans cette région sera une petite fraction du débit total (par exemple 5% ). La structure qui sépare la région A de la région B doit etre thermiquement isolante Aux figures 2A et 23 on montre un exemple de réseau et d'élément de combustible ; la structure séparant les deux régions A et B (représentée plus clairement à la figure 6) est réalisée par des compartiments référencés 2 à la figure 2A . Sur cette figure la référence 3 indique une structure qui permet de subdiviser-la région B en sous-régions indiquées par la référence B' . Les structures 2 ét 3 sont thermiquement isolantes De plus on supposera que chacune des sous-régions B' formées par division de la région B par les structures A , est munie d'une vanne (indiquée par la référence 1 à la figure 3 ) qui permet de régler à volonté le débit dans chaque sous-région Les principaux éléments du dispositif objet de l'invention ayant. été décrits , on examinera maintenant leur fonctionnement Le réacteur étant supposé en état stable et toute l'eau de la région B à l'état liquide , l'équilibre-dans n'importe quelle sous-région B entre la production et l'enlèvement de chaleur peut être représenté par l'expression dans laquelle qtt et q &gamma; indiquent la quantité de chaleur produite dans le modérateur pour le ralentissement des neutrons et pour le chauffage par - q + indique la quantité de chaleur produite par le chauffage - t dans les structurés métalliques à l'intérieur de la sous-région considérée du point de vue de l'isolation thermique - h est le coefficient calorifique entre la zone A et la zone B à travers la structure 2 de la figure 2 À - T1 (x) est la valeur , à la hauteur x , de la température moyenne du modérateur dans la sous-région B' considérée - T2(x) est la valeur , à la hauteur x , de la température du modérateur dans la zone A contiguë à la sous-région considérée B' - T i est la température d'entrée du modérateur - T est la température du modérateur à la sortie de la sous-région B' considé rée - P est le débit massique du canal dans la sous-région Bl. - a est la hauteur du canal de la sous-région B' On supposera maintenant qu'on actionne la vanne 1 de la figure 3 de manière à réduire le débit ; le débit décroissant entraînera un accroissement de la température du modérateur et pas suite une diminution dé sa densité , ce qui fera décroitre les deux premiers termes de la relation (1) (ces termes sont de façon évidente proportionnels à la densité ) et par là même permettra d'atteindre un nouvel équilibre à une température plus élevée Si l'on procède à de nouvelles réductions du débit massique jusqu ce que T = T } où T } est la température critique correspondant à la pression effective à l'intérieur du canal,l'ébullition commence dans le canal .Dans la relation (1) il apparaît un terme négatif donné par P P Y 'q TZ où le facteur ($, représente la fraction de l'eau parvenue en phase vapeur, wo T } représente la chaleur de vaporisation à la température critique T J . La variation de densité et la diminution des deux premiers termes de la relation (1) devient par suite plus importante . Le système atteint ainsi un nouvel état d'équilibre comme conséquence d'une importante contre-réaction négative . En procédant à une nouvelle réduction du débit massique jusqu'à ce que le modérateur soit en phase vapeur on exanine l'économie du système au point de vue des neutrons Le rapport moyen de modération est réduit de manière à augmenter la probabilité de capture par U238 , de la sorte on peut contrôler en partie la réactivité sans introduire de captures parasites , ces dernières étant abaissées en raison de la diminution de la teneur en hydrogène dans le noyau. D'autre part laprobabilite de perte de neutrons du système est accrue . Cet accroissement reste dependant d'importance limitée dans les grands réacteurs de puissance On examinera maintenant les améliorations possible au processus ci-dessus décrit . Il est évident par exemple que l'on réalise le minimum de densité moyenne du modérateur à l'intérieur du canal quand la transition de la phase liquide à la phase vapeur se produit aussi près que possible de ltentrée du canal Cette situation peut être réalisée en choisissant une structure analogue à celle référencée I à la figure 4 et avec plus de détails à la figure 5 dans la première partie de la sous -région B' .La figure 4 représente en perspective une sous-région B' déjà représentée en sections transversale et longitudinale aux figures 2 et 3 . La référence 4 désigne le compartiment à combustible , 5 une structure délimitant la sous-région B' les références 1 , 2 et 3 de cette figure désignant une subdivision axiale précisée ci-après La figure 5 représente le dispositif d'ébullition placé dans la zone 1 de la figure 4 . Les sections Â-Â et B-3 représentent des structures métalliques en forme de croix ayant de faibles sections d'absorption et de fortes sections aux t . 1 désigne les orifices de passage du modérateur 2 indique le support de la dite structure .La partie supérieure de la figure 5 montre une coupe du même dispositif Dans le dispositif représenté à la figure 4 le modérateur sa' écoule de manière à faciliter l'échange thermique avec les-structures métalliques chauffées aux r Le chauffage aux t peut être accru de façon appropriée par introduction de matériaux à faible section d'absorption mais à section d'absorption p élevée Bans le cas de la zone 2 de la figure 4 on pourra avoir une vapeur très proche de la saturation sèche ou même surchauffée . Dans ces conditions il est inutile de continuer à chauffer et par suite on réduira autant que possible la présence à l'intérieur de cette zone de matériaux donnant un chauffage par L élevé. Dans la zone 3 de la figure 4 la condensation de la vapeur.est facilitée . de cette manière dans la partie centrale on aura la variation maximale du taux de modération tandis que les densités plus élevées aux zones extrêmes permettront de réduire les pertes axiales et égaliseront la répartition axiale des densités d'énergie il est inutile de s'attarder sur d'autres caractéristiques utilisées pour améliorer le dispositif objet de la présente invention .On se- contentera de présenter quelques remarques fondamentales sur les difficultés de construction et de fonctionnement du dispositif , à savoir t a/ - La subdivision du réacteur en deux zones A et B ayant les caractéristiques décrites se rapporte à la possibilité d'effectuer le refroi dissement par une fraction relativement faible de l'agent de refroidissement, par exemple 1/4 de celui-ci Ceci ne constitue pas un problème En effet si l'on compare la valeur du rapport section de modérateur / section de combustible pour un réacteur à eau bouillante avec la valeur de ce rapport dans le cas d'eau légère réalisant le refroidissement d'un réacteur à eau lourde , il apparaît que les caractéristiques requises pour l'emploi des dispositifs décrits sont déjà réalisées b/ - La réalisation de l'isolation thermique n'implique pas d'avoir à résoudre des problèmes technologiques difficiles, cette isolation étant réalisée actuellement dans des conditions plus sévères , par exemple dans le cas d'installations de production d'énergie nucléaire avec de l'eau lourde froide comme modérateur où il y a des différences de température 10 fois plus grandes qué celles nécessaires au fonctionnement du dispositif selon l'invention .Cette réalisation augmentera le coût même si c'est de façon négLigeable c/ - La grande étendue des surfaces dtisolation thermique nécessaires (du type référencé 3 à la figure 2A ) peut entrainer quelques ennuis Cependant les surfaces qui subdivisent la région B en sous-régions B' permettent l'écoulement d'une petite quantité de liquide ou de vapeur ; il en résulte que les. quantités de chaleur échangées entre deux sous-régions B' adjacentes sont si faibles que leurs conditions n'en sont pas modifiées Si l'on considère deux sous - régions adjacentes B' , l'une en phase liquide et l'autre en phase vapeur et qu'une faible quantité de phase vapeur pénètre dans la sous-région B' contenant la phase liquide il se produira une condensation de vapeur et par suite une stabilisation de la sousrégion B' à une température légèrement supérieure , ceci pour les caractéris- tiques de stabilité sus-mentionnées . Seulement de faibles quantités de liquide peuvent passer dans la zone contenant la phase vapeur du fait de la résistance au déplacement du fluide que présentent les faibles interstices de la zone de contact entre les surfaces de type 2 et celles de type 3 de la figure 2 et du fait de la faible difference de pression entre deux sousrégions B' Si l'on considère un faible passage de liquide dans une sous-région contenant de la vapeur , les caractéristiques précitées de stabilité à l'intérieur des sous-régions B' se traduisent par une nouvelle condition d'équilibre comportant une augmentation de la densité moyenne du modérateur cette augmentation n'ayant cependant pas de conséquence appréciable d/ - quand le réacteur est froid , il présente un grand excès de réactivité qui ne peut être contrôlé par le dispositif objet de la présente invention mais comme l'objectif du système est l'économie de neutrons , le dispositif objet de l'invention n'est intéressant à mettre en oeuvre que lorsque le système fonctionne dans des conditions standard Quand le réacteur est arrêté ou en période de démarrage ou d'arrêt on peut introduire de nouvelles barres de contrôle . Ces dernières appelées barres de compensation sont destinées à compenser l'excès de réactivité dA au passage en phase liquide du modérateur situé dans la région B . L'introduction de telles barres dans le noyau n'est pas un problème la région B présentant un espace libre important en sorte que des barres de compensation peuvent être introduites dans chaque sous - région . il est en outre évident que le dispositif de l'invention n'a pas d'influence sur le système de contrôle standard , par exemple les barres de contrôle fin , les barres de sécurité , les barres de contrôle etc Naturellement la subdivision en régions B' comme dans l'exemple , pourrait être tout à fait différente et représenter un cas limite , le nombre de sous-régions étant égal au nombre d'éléments de combustible Généralement un nombre inférieur de sous-régions sera suffisant ; deux ou trois sous-régions en forme de couronne circulaire avec des structures séparatrices du type référencé 3 à la figure 2A pourraient etre substituées par des conteneurs cylindriques séparés des éléments de combustible L'application du dispositif de contrôle de l'invention procure un grand avantage économique .Une première évaluation du profit réalisé en éliminant les captures parasites de neutrons peut être basée sur l'estimation de l'accroissement du facteur de conversion Si l'on considère un réacteur type de puissance , à combustible faiblement enrichi et à eau légère comme modérateur , on trouve une probabilité d'échappement (par U238) d'environ 0,85 c'est-à-dire que les neutrons auront une probabilité de 15 % d'être capturés par U238 Cette valeur est du même ordre de probabilité , au début de la durée de vie de la charge , que celle desneutrons d'etre capturés par le matériau absorbant utilisé pour le contrôle ; en tenant compte que la valeur moyenne des absorbeurs considérée sur la vie totale du combustible , est d'environ 50 Le facteur de conversion augmente de 50% puisque par le dispositif de l'invention la capture se produit par l'U238et non par le matériau de contvoe . il y a par conséquent une énorme variation : p par cette variation le facteur de conversion passe des valeurs relatives aux réacteurs à hydrogène avec modérateur à celles des réacteurs de type breeder , qui peuvent être considérés comme intermédiaires entre les présents réacteurs et les réacteurs. rapides Pour obtenir une évaluation économique plus claire des avantages que l'on peut obtenir , il est nécessaire de préciser sous quelle forme on doit utiliser la plus grande partie du matériau fissile produit .Ce matériau fissile produit peut en effet être utilisé tel quel , être traité à nouveau-pour abaisser le taux initial d'enrichissement , pour accrottre la durée de vie de la charge de combustible etc... On supposera que l'excès de matériau fissile produit est employé pour accrottre la durée de vie de la charge de combustible (hypothèse réalisable puisque les problèmes métallurgiques relatifs à l'échange de combustible avant d'aboutir aux limites des neutrons , ont été résolus dans lés cas de combustible à faible enrichissement ) - Si l'on considère un noyau ayant les caractéristiques usuelles d'un réacteur de puissance à eau et si l'on évalue l'accroissement de la durée de vie des neutrons résultant du remplacement des captures parasites par des captures dans U238 grâce au dispositif de l'invention , les caractéristiques de ce noyau sont les suivantes Le réseau est de l'eau sous pression à 2500C et sous 100 atmosphères , les barres de combustible ayant un diamètre de 1,4 cm et étant constituées de U 02 enrichi à 2,5 % de 7235. La région B (formée par la série des sous-régions B' ) contient les 10 % du modérateur et dans ses sous- régions B' la valeur moyenne de la densité minimale est double de celle de la vapeur saturée sèche correspondant à la pression de l'eau à l'entrée du noyau Les barres de combustible sont recouvertes de "Zircaloy " d'une épaisseur de 0,6 mm ; les structures référencées 2 et 3 à la figure 2 sont formées de "Zircaloy " d'une épaisseur de 1,2 mm (indépendamment de la réalisation de la structure thermiquement isolante ). Le taux de modération de chaleur initial NH / Ru 235 est d'environ 175 , le noyau est cylindrique et a une hauteur et un diamètre de 260 cm. Ce système a une durée de vie de la charge de combustible de 22.300 heures si l'on compense la réactivité en excès par les éléments de combustible de type classique (par exemple absorbeurs ). Au contraire la durée de vie moyenne du combustible sera de 29.900 heures (accroissement de 34 ffi de la durée de vie moyenne ) si l'excès de réactivité à long -terme est compensé en enlevant le-modérateur dans les sous-régions B' conçues de manière à rendre minimal le facteur forme Bien que la présente invention ait été décrite en se référant à des formes appropriées particulières de réalisation , elle peut faire l'objet de la part de l'homme de métier d'autres -formes de réalisation et d'aménagements en fonction des nombreuses applications envisagées , sans pour autant sortir du cadre et de l'esprit de l'invention - R E V E N D I C À T IO N S 1 / - Dispositif permettant d'accroître le facteur de conversion en compensant l'excès de réactivité- à long terme des réacteurs à eau légère sans nécessiter l'introduction , dans le noyau , d'absorbeurs de neutrons quelconques mais en modifiant le rapport de modération et en utilisant'la variation qui en résulte du rapport entre l'absorption des neutrons dans ie matériau fissile et les captures de neutrons dans des matériaux fertiles caractérisé en ce que la variation du taux de modération s'obtient en faisant passer phase vapeur au moins une partie du modérateur , ce qui se traduit par une variation de sa densité dans une région (B) du réacteur où le modérateur , bien qu'en quantite importante (par exemple 70 à 80 % de la quantité totale du modérateur ), nta qu'un effet de refroidissement négligeable , cette région se trouvant thermiquement isolée du reste du réacteur 2/ - Dispositif selon la revendication 1 caractérisé en ce que la région (B) est subdivisée en sous - régions (B') munies d'une vanne de régulation du débit et qe' en actionnant cette vanne cn peut modifier la température moyenne de la sous-région pour entraîner i'ébullition ou la condensation du modérateur de manière à ajuster la valeur moyenne de la densité dans la sous-région (3'), à la valeur requise 3/ - Dispositif selon l'une des revendications 1 et 2 , caractérisé en ce que dans la sous-région B' à proximité de la zone d'entrée du modérateur on dispose des générateurs de chaleur par )/ , de faible section d'absorption (par exemple des blocs de Zn et de ses alliages , des blocs de Bi et de ses alliages à l'intérieur de compartiments en acier inoxydable etc ...) le temps de séjour du modérateur étant accru par accroissement de son trajet et par des étranglements ou chicanes appropriés de'manière qu'en pénétrant dans la zone du flux neutronique maximal le modérateur ait déjà atteint un niveau de faible densité approprié 4/ - Dispositif selon l'une des revendications 1 et 2 , caractérisé en ce que l'on dispose à l'avance à proximité de la zone de sortie du modérateur , un condenseur de vapeur qui fonctionne .en mélangeant la vapeur au liquide de refroidissement , ce dispositif , en même temps que celui décrit à la revendication 3 , permettant d'améliorer le facteur de forme en égalisant le flux axial