L'invention concerne les installations nucléaires et notamment les installations nucléaires de production d'énergie, employées dans les centrales électriques atomiques. On connaît des installations nucléaires de production d'énergie, comprenant un ensemble de puissance utilisateur de vapeur et au moins deux réacteurs nucléaires, dont l'un est refroidi par de l'eau sous pression et a une température de sortie basse, et dont l'autre est refroidi par de la vapeur d'eau, sa température de sortie étant élevée ; les circuits de refroidissement des réacteurs sont reliés par un échangeur thermique de transmission successive de la chaleur des réacteurs à l'agent moteur de l'ensemble de puissance à vapeur : à la vapeur d'eau Dans les installations nucléaires de production d'énergie actuellement connues, on emploie surtout des réacteurs à neutrons thermiques, dans lesquels le caloporteur est liteau en phasesliquide et vapeur, ce qui exclut la possibilité de surrégénération nucléaire et limite les caractéristiques du fluide moteur de la turbine. L'invention vise à fournir une installation nucléaire de production d'énergie qui n'a pas ces inconvénients. I1 s'agit donc de mettre au point une installation nucléaire de production d'énergie dans laquelle les réacteurs utilisés associent un rapport de régénération nucléaire élevé à de hautes caractéristiques du fluide moteur. L'inntion fourrt une luion dans laquelle,dans une insta7lation nucl éaire , une aire de production d'énergie comprenant un ensemble de puissance et au moins deux réacteurs nucléaires, dont l'un est à basse température de sortie du caloporteur et l'autre à haute température de sortie du caloporteur, les circuits de refroidissement de ces réacteurs étant reliés entre eux par un échangeur thermique pour la transmission successive de la chaleur des réacteurs au fluide moteur de l'ensemble de puissance au moins le réacteur à température de sortie du caloporteur hasse est un réacteur à neutrons rapides, comprenant une zone active et une zone fertile. Pour rendre possible une variation étendue des paramètres de chaque réacteur et pour permettre l'utilisation de divers caloporteurs dans le circuit de refroidissement des réacteurs, le circuit de refroidissement de chaque réacteur est avantageu sement doté d'un échangeur thermique ou de chaleur monté en série dans le circuit parcouru par le fluide moteur de l'ensemble de puissance à vapeur. I1 est avantageux d'utiliser, en tant que caloporteur du ou des réacteurs à neutrons rapides, un métal fondu (sodium ou lithium). Pour accroitre la vitesse de régénération, on utilisera avantageusement un combustible métal dans le réacteur à basse température de sortie du caloporteur, en même temps qu'un combustible céramique dans le réacteur à haute température de sortie du caloporteur. Pour abaisser la température moyenne du caloporteur, il est avantageux aussi de fractionner au moins l'un des réacteurs en au moins deux sous-zones a températures de sortie du caloporteur différentes, chacune d'elles étant montée dans un circuit de refroidissement indépendant, doté d'un échangeur thermique monté en série dans le circuit du fluide moteur de l'ensemble de puissance à vapeur. En outre, dans un réacteur à plusieurs sous-zones ayant des circuits caloporteurs indépendants, le plus avantageux est que le combustible des sous-zones à température de sortie du caloporteur basse soit un combustible métal, et le combustible des autres sous-zones, un combustible céramique. Quand le réacteur à température de sortie du caloporteur basse est un réacteur à neutrons rapides ,pour accrohrelerendement énergétquedu combustible nucléaire et pour augmenter la température du fluide moteur il est avantageux que le réacteur à température de sortie du caloporteur haute soit un réacteur à neutrons thermiques refroidi par un gaz. Pour améliorer les caractéristiques technico-économiques de l'installation nucléaire de production d'énergie, il est avantageux que le réacteur à neutrons rapides soit refroidi par un gaz et que le réacteur à neutrons thermique soit un réacteur graphite-gaz. Pour permettre d'employer le cycle complexe d'utilisation des ressources naturelles en uranium et en thorium dans le cycle mixte uranium-plutonium-thorium, il est avantageux d'utiliser, dans la zone active du réacteur à neutrons rapides, un combustible contenant du plutonium et de l'uranium , dans la zone fertile un matériau choisi dans le groupe constitué par l'uranium et le thorium, et,dans la zone active du réacteur refroidi par un gaz,un combustible contenant de l'uranium et du thorium. Pour accroître encore plus la vitesse de régénération nucléaire, on peut utiliser le plutonium et l'uranium sous forme d'alliage métallique. Il est avantageux d'utiliser dans les réacteurs, en tant que caloporteur, un gaz choisi dans le groupe constitué par I'hélium et le gaz carbonique. Dans ce cas, pour accroître la sécurité de l'installation et, simultanément, pour accroître la température de l'agent moteur, il est rationnel d'employer, comme caloporteur, le gaz carbonique dans le réacteur à neutrons rapides refroidi par gaz, et l'hélium dans le réacteur à neutrons thermiques refroidi par gaz. Vu la grande différence dans les densités du dégagement d'énergie dans le réacteur à neutrons thermiques gaz-graphite et dans le réacteur à neutrons rapides refroidi par gaz, le caloporteur du réacteur gazgraphite est de préférence sous une pression d'au moins vingt fois plus petite que celle du caloporteur dans le réacteur à neutrons rapides refroidi par gaz. Pour simplifier la conception de l'installation nucléaire de production d'énergie, il est possible d'associer les circuits de refroidissement de tous les réacteurs en un seul circuit commun. Afin de rendre possible le changement du rapport des puissances des réacteurs, dans l'installation nucléaire de production d'énergie, il est avantageux de raccorder au moins la sortie du caloporteur à basse température desorEeàune'changeur thermique correspondant distinct. Dans une installation nucléaire de production d'énergie où le caloporteur constitue en même temps un fluide moteur, on peut avantageusement monter tous les réacteurs en série dans le cir-cuit parcouru par l'agent moteur. Le rendement et la sécurité de l'installation peuvent être accrus en utilisant, en tant que fluide moteur, le gaz carbonique. On peut monter, dans le circuit de l'installation nucléaire de production d'énergie, au moins entre les deux réacteurs, une turbine à gaz destinée à maintenir un rapport déterminé entre les pressions du caloporteur dans les réacteurs. Pour accroître la sécurité de l'installation nucléaire de production d'énergie, il est techniquement rationnel de placer les réacteurs dans une cuve commune. L'installation nucléaire de production d'énergie proposée permet d'obtenir simultanément le rapport de régénération nucléaire élevé propre aux meilleurs réacteurs à neutrons rapides, et des caractéristiques élevées de l'agent moteur, propres aux réacteurs gaz-graphite à haute température. En définitive, l'installation nucléaire de production d'énergie à plusieurs réacteurs présente une vitesse de régénération du combustible élevée et des investissements faibles. Dans ce qui suit, l'invention est expliquée par la description d'exemples concrets de réalisation, donnés à titre d'exemples non limitatifs, illustrée par les dessins annexés dans lesquels: la fig. 1 représente le schéma d'une installation nucléaire de production d'énergie suivant l'invention, à deux réacteurs, dans laquelle le réacteur à température de sortie du caloporteur basse est un réacteur à neutrons rapides la fig. 2 représente le schéma d'une installation nucléaire de production d'énergie suivant l'invention, à circuits de refroidissement indépendants pour chaque réacteur la fig. 3 représente le schéma d'une installation nucléaire de production d'énergie suivant l'invention, à deux réacteurs, dont l'un a des sous-zones montées dans des circuits de refroidissement indépendants la fig. 4 représente le schéma d'une installation nucléaire de prouction d'énergie suivant l'invention dont les réacteurs et les échangeurs thermiques sont montés dans un circuit commun la fig. 5 représente le schéma d'une installation nucléaire de production d'énergie suivant l'invention dans laquelle la sortie du réacteur à température de sortie du caloporteur basse est raccordée directement à un échangeur thermique correspondant la fig. 6 représente le schéma d'une installation nucléaire de production d'énergie suivant l'invention, dans laquelle le caloporteur constitue le fluide moteur la fig. 7 représente le schéma d'une installation nucléaire de production d'énergie suivant l'invantion, dans laquelle le fluide moteur est le gaz carbonique la fig. 8 représente le schéma d'une installation nucléaire de production d'énergie suivant l'invention, dans laquelle une turbine à gaz est branchée entre les réacteurs la fig. 9 représente le schéma de constitution d'une installation nucléaire de production d'énergie suivant l'invention, dans laquelle les réacteurs sont placés dans une cuve commune L'installation nucléaire de production d'énergie,représentée en fig. 1, comprend un réacteur 1 à neutrons rapides, à température de sortie du caloporteur basse , lequel transmet sa puissance à un réacteur 2 à neutrons thermiques, à température de sortie du caloporteur haute, par l'intermédiaire d'un échangeur de chaleur ou thermique 3, à l'aide d'un circuit de refroidissement 4 et d'un circuit de refroidissement 5.L'échangeur thermique 3 alimente en vapeur l'ensemble 6 de puissance de l'installation nucléaire de production d'énergie Le réacteur 1, à température de sortie du caloporteur basse, peut être un réacteur à neutrons rapides refroidi par un métal fondu, sodium en général. Le métal fondu caloporteur peut aussi être le lithium. Le combustible du réacteur à neutrons rapides peut être un combustible métallique. Le réacteur 2, à température de sortie du caloporteur haute, peut être aussi bien un réacteur à neutrons rapides qu'un réacteur à neutrons thermiques refroidi à la vapeur, dans lequel on utilise un combustible céramique. L'installation nucléaire de production d'énergie représentée schématiquement en fig. 2 comprend un réacteur 1 à neutrons rapides et un réacteur 2 à neutrons thermiques, raccordés,par des circuits de refroidissement indépendants 4 et 5,à des échangeurs thermiques 3-et 7, raccordés à l'ensemble 6 de puissance, à vapeur, par un circuit 8 parcouru par le fluide moteur. Le réacteur 1 à neutrons rapides est un réacteur refroidi au sodium par le circuit de refroidissement 4 indépendant ; le réacteur 2 à neutrons thermiques est un réacteur refroidi par gaz ou vapeur d'eau par le circuit de refroidissement 5 indépendant. Le réacteur peut également être un réacteur à neutrons rapides refroidi aussi bien p-ar du sodium que pardncaloporteur gazeux, qui peut être notamment le gaz carbonique ou l'hélium. Si les réacteurs 1 et 2 sont tous deux à neutrons rapides, on charge le réacteur 1 en combustible métal (c'est-à-dire avec un alliage contenant de l'uranium et du plutonium) et le réacteur 2, en combustible céramique. L'installation nucléaire de production d'énergie représentée schématiquement en fig. 3 diffère de celle de la fig. 2 en ce que le réacteur 1 à neutrons rapides est fractionné en une sous-zone 9 à température de sortie du caloporteur plus basse et une sous-zone 10 à température de sortie du caloporteur plus haute, raccordées par des circuits indépendants il et 12 à des échangeurs thermiques 13 et 14 respectifs. Le combustible de la sous-zone 9 est un combustible métal, et celui de la souszone 10 est un combustible céramique. Le caloporteur est le sodium fondu. Pour augmenter la température maximale du caloporteur, on peut utiliser comme réacteur 2 un réacteur gaz-graphite à neutrons thermiques, permettant de porter la température du caloporteur à la sortie du réacteur jusqu'à 1000"C. On peut obtenir un taux de régénération et des caractéristiques maximales à la sortie du réacteur, en utilisant comme réacteur 2 un réacteur gaz-graphite à neutrons thermiques et, comme réacteur 1, un réacteur à neutrons rapides refroidi par un gaz. Pour rendre possible l'emploi du cycle composite permettant l'utilisation des ressources naturelles en uranium et en thorium, il faut charger la zone active ou noyau du réacteur 1 à neutrons rapides avec du plutonium fissile mélange à de l'uranium, et la zone fertile avec un matériau fertile choisi dans le groupe constitué par l'uranium et le thorium. Comme isotope fissile, dans la zone active du réacteur 1 à neutrons rapides , on peut utiliser l'uranium 235. On peut aussi utiliser dans cette zone l'uranium 233. Il est avantageux de charger le réacteur 2 gazgraphite à neutrons thermiques avec un combustible constitué par un mélange d'uranium et de thorium. Il est avantageux d'utiliser, en tant que combustible pour le réacteur I à neutrons rapides, du plutonium fissile métal, et pour le réacteur 2 gaz-graphite un combustible à haute température, à base de mélange d'uranium et de thorium dans une matrice de graphite. Les caloporteurs gazeux les plus efficaces sont l'hélium, permettant d'obtenir à la sortie une température supérieure à 1000"C, et le gaz carbonique dont l'emploi accroît la sécurité de l'installation. Pour que la chaleur de chaque réacteur soit transmise au fluide moteur, c'est-à-dire à la vapeur d'eau, à des régimes optimaux, on utilise dans les réacteurs des caloporteurs différents. L'emploi de l'hélium,en tant que caloporteur,dans le réacteur 2 gaz-graphite à neutrons thermiques,et du gaz carbonique dans le réacteur 1 à neutrons rapides refroidi par gaz, assure l'obtention simultanée d'une haute température du caloporteur à la sortie et de taux plus élevés de régénération, ainsi que la sécurité du réacteur 1 à neutrons rapides Dans ce cas on donne au caloporteur du réacteur 2 gazgraphite à neutrons thermiques une pression au moins vingt fois plus faible que celle du caloporteur dans le réacteur 1 à neutrons rapides refroidi par gaz, car la puissance spécifique de ce dernier est supérieure de deux ordres de grandeurs L'installation nucléaire de production d'énergie,représentée schématiquement en fig. 4,diffère de celle de la fig. 2 en ce que les réacteurs 1 et 2 sont montés dans un circuit commun 15 en série avec un échangeur thermique commun 16, dans cet ordre dans le sens de circulation du caloporteur. L'installation nucléaire de production d'énergie représentée schématiquement en fig. 5 diffère de celle de la fig. 4 en ce qu'elle comporte une conduite 17 reliant la sortie du réacteur 1 à neutrons rapides à un échangeur thermique respectif 13, monté en parallèle avec l'échangeur thermique 14 afin de mieux adapter les puissances des réacteurs 1 et 2. Les échangeurs thermiques 7, 13 et 14 peuvent être associés en un échangeur commun (non représenté sur le dessin) ; dans ce cas, la conduite 17 doit être branchée à la partie à basse température de l'échangeur. L'installation nucléaire de production d'énergie représentée schématiquement en fig. 6 se différencie de celle de la fig. 4 en ce qu'elle comprend une turbine à gaz 18 et un régénérateur 19, montés dans le circuit 15, en série avec les réacteurs 1 et 2, ainsi qu'un refroidisseur 20, des compresseurs 21 et 22 et un refroidisseur intermédiaire 23, reliés au régénérateur 19. L'installation nucléiare de production d'énergie représentée schématiquement en fig. 7, se différencie de celle de la fig. 4 en ce qu'elle comprend une turbine à gaz 18 et un régénérateur 19, branchés dans le circuit commun 15 en série avec les réacteurs 1 et 2, ainsi qu'un condenseur 24 et une pompe 25 reliés au régénérateur 19. L'installation nucléaire de production d'énergie,représentée schématiquement en fig. 8,se différencie de celle de la fig. 7 en cs qu'elle comprend une turbine supplémentaire 26, branchée entre les réacteurs 1 et 2. L'installation nucléaire de production d'energie dont le schéma de constitution est donné en fig. 9 comprend un réacteur 1 à neutrons rapides refroidi par un gaz, disposé dans l'enceinte ?7 d'un réacteur 2 à neutrons thermiques, un échangeur de chaleur 3 à basse température et un échangeur de chaleur 7 à haute température, des soufflantes 28, une gaine 29 servant à collecter le caloporteur sortant du réacteur 1, et un distributeur pour le réacteur 2. Tout cet équipement est placé dans un caisson commun 30. Si la pression du caloporteur du réacteur 1 à neutrons rapides est supérieure à celle du caloporteur dans le réacteur 2à neutrons thermiques, le réacteur 1 à neutrons rapides a sa propre cuve (non représentée sur le dessin) calculée pour supporter une pression élevée et placée dans le caisson 30 du réacteur 2 ; la cuve 30 sert alors d'enveloppe de protection ou de sécurité au réacteur 1 à neutrons rapides. L'installation nucléaire de production d'énergie représentée en fig. 1 fonctionne de la façon suivante Le caloporteur du réacteur 1 à neutrons rapides, constitué par du sodium fondu dont la température d'entrée est comprise entre 250 et 300"C et dont la température de sortie est comprise entre 350 et 5000C, circule dans le circuit de refroidissement 4, transmet la chaleur du réacteur 1, par l'intermédiaire de l'échangeur thermique 3, au caloporteur du circuit de refroidissement 5 du réacteur 2, caloporteur qui est en même temps le fluide moteur de l'ensemble 6 de puissance, utilisant la vapeur, de l'installation nucléaire de production d'énergie. L'installation nucléaire de production d'énergie représentée en fig. 2 fonctionne de la façon suivante . Le réacteur 1 à neutrons rapides est refroidi par le caloporteur circulant dans le circuit de refroidissement 4 et transmettant la chaleur du réacteur 1-à l'échangeur thermique 3 dans lequel le fluide moteur de l'ensemble 6 de puissance à vapeur est chauffé et vaporisé. Le réacteur 2 est refroidi par le caloporteur circulant dans le circuit de refroidissement 5 et transmettant la chaleur du réacteur 2 dans l'échangeur thermique 7, dans lequel elle est utilisée pour surchauffer et resurchauffer le fluide moteur de l'ensemble 6 de puissance à vapeur. L'installation nucléaire de production d'énergie représentée en fig. 3 fonctionne de la façon suivante: la sous-zone 9 du réacteur 1 à neutrons rapides est refroidie par le caloporteur circulant dans le circuit de refroidissement 11 et transmettant la chaleur de la sous-zone 9 à l'échangeur thermique 13, dans lequel elle est utilisée pour préchauffer le fluide moteur circulant dans le circuit 8. La sous-zone 10 est refroidie par le caloporteur circulant dans le circuit de refroidissement 12 et transmettant la chaleur de la sous-zone 10 à l'échangeur thermique 14, dans lequel elle est utilisée soit pour évaporer partiellement, soit pour évaporer totalement le fluidmoteurarculant dans le circuit 8.Le réacteur 2 est refroidi par le caloporteur circulant dans le circuit de refroidissement 5 et transmettant la chaleur du réacteur 2 Ct l'échangeur thermique 7, dans lequel elle est utilisée poux srnr=hauffer et resurchauffer l'agent moteur circulant dans le circuit 8. L'installation nucléaire de production d'énergie représentée en fig. 4 fonctionne de la façon suivante : le caloporteur gazeux, à température entre 250 et 300"C et sous une pression absolue de 100 à 300 atm, arrive dans le réacteur 1 à neutrons rapides , y est chauffé jusqu 400-500 C et passe au réacteur 2 d'où, à température de 600 à8000C, il va à l'échangeur thermique 16, dans lequel la chaleur des deux réacteurs 1 et 2 est transmise au fluide moteur circulant dans le circuit 8. Ce schéma est le plus simple au point de vue conception, mais il est difficile d'y assurer le rapport voulu entre les puissances et les débits de caloporteur des réacteurs 1 et 2. L'installation nucléaire de production d'énergie représentée en fig. 5 fonctionne de la façon suivante : le caloporteur gazeux commun aux deux réacteurs 1 et 2, sous uns pression absolue de 70 à 150 atm, arrive dans le réacteur 1 à neutrons rapides à une température de 250 à 300"C, et y est porté à une température de 400 à 500"C. Une partie du caloporteur qui sort passe au réacteur 2, où elle est portée à une température de 700 à 1000 C, après quoi elle va à l'échangeur thermique 7 dans lequel elle est refroidie jusqu' environ 400-6000C, sa chaleur assurant la surchauffe et resurchauffe du fluide moteur circulant dans le circuit 8. Plus loin, cette partie du caloporteur va à l'échangeur thermique 14, dans lequel sa chaleur est utilisée pour vaporiser et préchauffer une partie du fluide moteur circulant à travers l'échangeur thermique 14. -Ce caloporteur est alors refroidi jusqu'à 250 300"C et va de nouveau au réacteur 1.L'autre partie du caloporteur sortant du réacteur 1 passe par la conduite 17 pour aller directement à l'échangeur thermique 13 dans lequel elle est refroidie jusqu'à 250-300"C, puis elle revient au réacteur 1. Dans l'échangeur thermique 13, la partie du fluide moteur qui y circule est vaporisée et préchauffée. Par un choix convenable des caractéristiques hydrauliques des réacteurs 1 et 2,du circuit de refroidissement4et des échangeurs 7, 13 et 14, on peut assurer pratiquement n'importe quel rapport entre les débits de caloporteur dans les réacteurs 1 et 2 et ainsi obtenir un rapport optimal entre les puissances et les paramètres du caloporteur des réacteurs 1 et 2. L'installation nucléaire de production d'énergie représentée en fig. 6 fonctionne de la façon suivante : le caloporteur gazeux à température comprise entre 200 et 300"C arrive dans le réacteur 1 à neutrons rapides, puis, sa température étant passée à 350-450 C, il passe au réacteur 2 à neutrons thermiques, où sa température est portée à 600-800 C. Le gaz chaud entre dans la turbine à gaz 18 où il se détend jusqu'à la pression choisie. A sa sortie de la turbine, le gaz va au régénérateur 19, où il est refroidi jusqu'à une température de l'ordre de 50-100 C, puis au refroidisseur 20 où sa température est ramenée à 30 C. Le gaz refroidi traverse les compresseurs 21 et 22 entre lesquels il subit un refroidissement intermediaire dans le refroidisseur 23. Le nombre d'étages de refroidissement peut aussi être supérieur à deux. Le gaz à haute pression sortant du compresseur 22 traverse le régénérateur 19, dans lequel il est réchauffé jusqu'à 200-3000C, puis il revient au réacteur 1 à neutrons rapides. Toutefois, par suite de la limitation du réchauffage, il s'avère impossible d'utiliser à plein les possibilités du réacteur 2 quand le fluide moteur, constituant le caloporteur, est l'hélium. Même lorsque la température à la sortie est supérieure à 10000C, le rendement net du cycle est d'à peine 30 %, pour une température à la sortie du réacteur 1 à neutrons rapides de5600C et une répartition de puissance entre les réacteurs 1 et 2 de 50/50. Pour augmenter le réchauffage total de l'hélium dans les deux réacteurs 1 et 2, il s'avère nécessaire d'augmenter le taux de détente dans la turbine 18 et de recourir à la compression multi-étagée avec refroidissement intermedia ire. L'efficacité est plus grande quand on emploie des caloporteurs gazeux permettant de réaliser un cycle à condensation. En tant que caloporteur de ce genre, on utilise le gaz carbonique. Pour de tels cycles, il est avantageux d'avoir un taux de détente élevé dans la turbine 18 et un fort réchauffage du caloporteur, conditionné non seulement par le taux de détente élevé dans la turbine 18, mais aussi par une grande différence de capacité calorifique du fluide moteur dans le régénérateur 19. De plus, la compression du gaz carbonique en phase liquide permet d'obtenir un rendement suffisamment élevé avec une température à la sortie du réacteur de 100 à 150 C inférieure à celle de lthélium. L'installation nucléaire de production d'énergie représentée en fig. 7, dans laquelle on utilise le gaz carbonique simultanément comme caloporteur et comme fluide moteur, fonctionne de la arçon suivante Le gaz carbonique, à température comprise entre 250 et 350 "C et sous une pression absolue entre 100 et 200 atm, entre årns le réacteur 1 à neutrons rapides, y est chauffé jusqu'à 370-470"C, puis passe au réacteur 2 à neutrons thermiques où sa température est portée à 600-700"C. Le gaz à cette température entre dans la turbine 18.Le gaz,détendu dans la turbine 18 jusqu'à une pression proche de la pression de saturation (65 atm abs. pour le gaz carbonique), passe au régénérateur 19 où il est refroidi jusuq'à 60-75"C, la chaleur étant transmise au gaz carbonique à haute pression. Du régénérateur 19, le gaz va au condenseur 24 où il se condense, puis la pompe 25 le refoule sous une pression absolue de 110 à 210 atm au régénérateur 19. Dans celui-ci, le gaz à haute pression est chauffé jusqu'à 250-350"C, puis il revient au réacteur 1 à neutrons rapides. Dans ce schéma, la pression du caloporteur dans les réacteurs 1 et 2 doit être une valeur de compromis entre celles techniquement-justifiées pour les réacteurs à neutrons thermi-ques (40 à 60 atm abs.) et celles convenant le mieux aux réacteurs à neutrons rapides (100-à 300 atm abs.). L'installation nucléaire de production d'énergie représentée en fig. 8 permettant d'assurer le rapport requis entre les pressions des réacteurs, fonctionne de la façon suivante. Le gaz, sous une pression absolue entre 150 et 400 atm et à une température comprise entre 250 et 350"C, arrive dans le réacteur 1 à neutrons rapides, y est chauffé jusqu'à 400-5000C, puis passe àla turbine 26 dans laquelle il se détend jusqu'à 100-150 atm abs. . Ensuite, le gaz entre dans le réacteur 2 à neutrons thermiques, y est chauffé jusqu'à 600-800"C, puis va à la turbine 18, dans laquelle il se détend jusqu'à 65 atm abs. Ensuite le gaz est refroidi dans le régénérateur 19 et se condense dans le condenseur 24. La pompe 25 refoule le gaz liquéfié dans le régénérateur 19 où il est chauffé jusqu'à 2503500C. Le gaz revient ensuite au réacteur 1 à neutrons rapides. Quand on emploie le gaz carbonique, il est préférable d'utiliser un schéma à deux etages de compression, l'anhydride carbonique étant comprimé d'abord en phase gazeuse, puis en phase liquide. Un tel schéma permet d'obtenir une pression plus basse dans le réacteur 2 à neutrons thermiques 'inférieure à la pression de saturation, c'est-à-dire inférieure à 60 atm abs.), ce qui est techniquement mieux justifié, et, en même temps, d'obtenir une pression acceptable pour le réacteur 1 à neutrons rapides (au-dessus de 100 atm abs.) L'installation nucléaire de production d'énergie dont le schéma de constitution est représenté en fig. 9 fonctionne de la façon suivante . L'hélium arrive sous une pression absolue de 70 à 100 atm et à une température-de 300"C dans le réacteur 1 à neutrons rapides, placé,dans l'enceinte 27, dans la partie centrale du réacteur 2 à neutrons thermiques, et y circule de haut en bas. Le caloporteur sortant du réacteur 1 à une température de 450 à 500OC entre dans un caisson 29, qui fait simultanément office de collecteur recevant le gaz sortant du réacteur 1 et de répartiteur distribuant le gaz à l'entrée du réacteur 2. Du réacteur 1, une partie du gaz va au réacteur 2, dans lequel il est chauffé jusqu'à 600-800"C, puis passe à travers l'échangeur thermique 7, dans lequel elle est refroidie jusqu'à environ 300 C. La chaleur cédée par le gaz est utilisée pour le préchauffage et la vaporisation d'une partie du fluide moteur, ainsi que pour la surchauffe et la-resurchauffe de tout le fluide moteur. Le reste du gaz sortant du réacteur 1 à neutrons rapides va directement du caisson 29 à l'échangeur thermique 3, dans lequel il est refroidi jusqu'à environ 300 C, sa chaleur étant utilisée seulement pour le préchauffage et la vaporisation de l'autre partie du fluide moteur. Le gaz froid sortant des échangeurs 3 et 7 est aspiré par les soufflantes 28 et envoyé au réacteur 1. L'avantage de l'installation nucléaire de production d'énergie faisant l'objet de l'invention, comparativement aux installations similaires des centrales électriques atomiques, consiste notamment en ce qu'elle assure un taux de régénération élevé (1,5) et un haut rendement en énergie (0,7 MW éUkg de plutonium dans le cycle) du combustible nucléaire,eLencequ'elle a un temps de doublement inférieur à sept ans dans le cas où on utilise des éléments combustibles de conception moderne et les méthodes existantes de fabricationet'de retraitement du combustible nucléaire (durée du traitement 6 omois 8. En même temps, l'instal- lation permet d'avoir un haut rendement et de petites dimensions de l'équipement d'échange thermique, d'où des investissements faibles. En définitive, le prix de l'énergie électrique produite par une centrale atomique dotée d'une installation nucléaire de production d'énergie conformément à l'invention sera beaucoup plus bas que celui de l'énergie électrique produite par les centrales atomiques connues. REVENDICATIONS 1. Installation nucléaire de production d'énergie, comprenant un ensemble de puissance utilisant un fluide et au moins deux réacteurs nucléaires dont l'un est à basse température de sortie du caloporteur et l'autre à haute température de sortie du caloporteur, les circuits de refroidissement de ces réacteurs étant reliés,pàr un échangeur thermique de transmission de la chaleur des réacteurs, au fluide moteur de l'ensemble de puissance, caractérisée en ce qu'au moins le réacteur à température de sortie du caloporteur basse est un réacteur à neutrons rapides comprenant une zone active et une zone fertile. 2. Installation nucléaire de production d'énergie selon la revendication 1, caractérisée en ce que le circuit de refroidissement de chaque réacteur est doté d'un échangeur thermique monté en série dans le circuit parcouru par le fluide moteur de l'ensemble de puissance. 3. Installation nucléaire de production d'énergie selon la revendication 1 ou 2, caractérisée en ce que le caloporteur est du sodium ou du lithium fondu. 4. Installation nucléaire de production d'énergie selon la revendication i, caractérisée en ce que le réacteur à basse température de sortie du caloporteur utilise un combustible métal et en ce que le réacteur à haute température de sortie du caloporteur utilise un combustible céramique. 5. Installation nucléaire de production d'énergie selon la revendication 2, caractérisée en ce qu'au moins l'un des réacteurs est fractionné en au moins deux sous-zones à températures de sortie du caloporteur différentes, chacune des souszones étant placée dans un circuit de refroidissement indépendant et étant dotée d'un échangeur thermique monté en série dans le circuit parcouru par le fluide moteur de l'ensemble de puissance. 6. Installation nucléaire de production d'énergie selon la revendication 5, caractérisée en ce que le combustible de la sous-zone à température de sortie du caloporteur la plus basse est un combustible métal, et en ce que le combustible de l'autre ou des autres sous-zones est un combustible céramique. 7. Installation nucléaire de production d'énergie selon la revendication 1, caractérisée en ce que le réacteur à basse température de sortie du caloporteur étant un réacteur à neu trons rapides, le réacteur à haute température de sortie du caloporteur est un réacteur à neutrons thermiques refroidi par un gaz. 8. Installation nucléaire de production d'énergie selon la revendication 7, caractérisée en ce que le réacteur à neutrons rapides est refroidi par un gaz et en ce que le réacteur à neutrons thermiques refroidi par un gaz est un réacteur gaz-graphite. 9. Installation nucléaire de production d'énergie selon les revendications 1 et 7, caractérisée en ce que l'on utilise, dans la zone active du réacteur à neutrons rapides, un combustible contenant du plutonium et de l'uranium, dans la zone fertile un matériau choisi dans le groupe constitué par l'uranium et le thorium, et dans la zone active du réacteur refroidi par un gaz un combustible contenant de l'uranium et du thorium. 10. Installation nucléaire de production d'énergie selon la revendication 9, caractérisée en ce que le plutonium et l'uranium sont utilisés sous forme d'alliage métallique. 11. Installation nucléaire de production d'énergie selon la revendication 8, caractérisée en ce que le caloporteur utilisé dans les réacteurs est un gaz choisi dans le groupe constitué par l'hélium et le gaz carbonique. 12. Installation nucléaire de production d'énergie selon la revendication 8, caractérisée en ce que le caloporteur employé dans le réacteur à neutrons rapides refroidi par un gaz est le gaz carbonique, et en ce que le caloporteur employé dans le réacteur à neutrons thermiques refroidi par un gaz est l'hélium. 13. Installation nucléaire de production d'énergie selon la revendication 8, caractérisée en ce que,dans le réacteur gazgraphite, le caloporteur est sous une pression au moins vingt fois plus petite que celle du caloporteur dans le réacteur à neutrons rapides refroidi par un gaz. 14. Installation nucléaire de production d'énergie selon la revendication 2, caractérisée en ce que les circuits de refroidissement de tous les réacteurs sont associés dans un seul circuit commun. 15. Installation nucléaire de production d'énergie selon la revendication 14, caractérisée en ce que la sortie d'au moins un réacteur à basse température de sortie du caloporteur est raccordée à un échangeur thermique correspondant. 16. Installation nucléaire de production d'énergie selon la revendication 8, caractérisé en ce que tous les réacteurs sont branchés en série dans le circuit parcouru par le fluide moteur, lequel constitue le caloporteur. 17. Installation nucléaire de production d'énergie selon la revendication 16, caractérisée en ce que le fluide moteur est le gaz carbonique. 18. Installation nucléiare de production d'énergie selon les revendications 13 et 16, caractérisée en ce qu'au moins entre les deux réacteurs est montée une turbine à gaz de maintien d'un rapport prédéterminé entre les pressions du caloporteur dans les réacteurs. 19. Installation nucléaire de production d'énergie selon la revendication 8, caractérisée en ce que tous les réacteurs sont placés dans un caisson commun.