Procédé pour commander un réacteur à dérive spectrale. La présente invention concerne la commande d'un réacteur à dérive spectrale et elle a trait, plus particulièrement, au moyen mécanique utilisé pour la commande d'un réacteur à dérive spectrale. Dans le réacteur nucléaire typique, on ajuste la réac- tivité en modifiant la quantité de matières (poisons) absorbant les neutrons dans le coeur du réacteur. D'une façon générale, on utilise des barres de commande qui absorbent les neutrons et on remplit cette fonction en modifiant le nombre et la position de ces barres par rapport au coeur du réacteur. En plus de ces barres de commande, on peut utiliser des poisons consommables et des poisons dissous dans le réfrigérant du réacteur pour ajuster la réactivité. Dans les conceptions classiques de réacteur à eau sous pression, on prévoit au démarrage un excédent de réactivité dans le coeur du réacteur de manière que, au fur et à mesure que la réactivité diminue au cours de la vie du coeur, on puisse utiliser cet excédent de réactivité pour prolonger la durée de vie du coeur. Du fait qu'une quantité excédentaire de réactivité est prévue dans le coeur du réacteur au début de la vie du coeur, il faut placer une matière absorbant les neutrons, comme par exemple du boresoluble, dans le coeur afin d'ajuster de façon appropriée cet excédent de réactivité. Au cours de la vie du coeur, au fur et à mesure que la réacti- vité diminue, la matière absorbant les neutrons est retirée progressivement du coeur du réacteur, de sorte que l'on peut utiliser l'excédent initial de réactivité. Bien que cette disposition constitue un des moyens pour commander un réacteur nucléaire sur une durée de vie prolongée du coeur, la matière absorbant les neutrons que l'on utilise pendant la vie du coeur élimine du coeur du réacteur une certaine réactivité qui pourrait être utilisée par ailleurs avec plus de profit, par exemple dans la production de plutonium combustible. Ce mode de réduction de la réactivité sans formation d'un produit utile a pour conséquence un appauvrissement en uranium avec un rendement plus faible et des coûts de combustible plus élevés que ceux que l.'on pourrait obtenir par ailleurs. Il serait donc avantageux de pouvoir prolonger la durée de vie du coeur du réacteur sans supprimer l'excédent de réactivité au moyen d'une matière absorbant les neutrons, en prolongeant ainsi la durée de vie du coeur avec des coets de combustible notablement plus faibles. Un procédé permettant de prolonger la durée de vie du coeur tout en réduisant la quantits de ratiere absorbant les neutrons dans le cas d'un réacteur à eau lourde consiste à utiliser la "commande par dérive spectrale". Dans ce cas, on réduit l'excédent d'activité (et donc ia matière absorbant les neutrons) en remplaçant par de l'eau ordinaire une grande partie de l'eau lourde de refroidissement du réacteur. Ceci retarde la réaction en chaîne en dérivant le spectre des neutrons vers des énergies plus élevées et permet au réacteur de fonctionner à sa puissance maxiinale avec moins de matière absorbant les neutrons. Cette devive du spectre des neutrons vers un spectre "durci" provoque également ia coiversion d'une plus grande quantité de 238U en plutonium qui est utilisé finalement pour produire de la chaleur. La dérive d'un spectre "mou" vers un spectre "dur" a donc pour conséquence qu'un plus grand'nombre de neutrons est consommé de manière utile par 238U plutôt que par des poisons. Au fur et à mesure que diminue la réactivité, l'eau ordinaire est remplacée progressivement par de l'eau lourde de manière à maintenir à un niveau correct la réactivité du coeur du réacteur. A la fin de la vie du coeur, toute l'eau ordinaire a été remplacée par de l'eau lourde, tandis que la réactivité du coeur a été maintenue. On peut donc commander le réacteur sans utiliser de matière absorbant les neutrons et sans excédent de réactivité au démarrage, ce qui a pour conséquence des économies importantes en ce qui concerne le coût de l'uranium combustible. La production supplémentaire de plutonium réduit également les besoins d'enrichissement en 235U. La présente invention a pour objet principal un procédé permettant de prolonger la vie du coeur d'un réacteur nucléaire et assurantdes possibilités de suivi de charges à de faibles concentrations de bore du réfrigérant du réacteur. En raison de cet objet, la présente invention réside dans un procédé pour commander un réacteur nucléaire comportant un coeur et des éléments de déplacement de réfrigérant disposés dans le coeur, procédé dans lequel on établit un point de réglage ou de consigne de température de réfrigérant du réacteur auquel on désire faire fonctionner ledit réacteur et on prévoit des premièreslimites de bande de température de réfrigérant entre lesquelles se situe ledit point de réglage auquel on désire faire fonctionner ledit réacteur, le procédé susvisé étant caractérisé par le fait que lesdits éléments de déplacement de réfrigérant du réacteur sont déplacés par rapport au coeur du réacteur afin de régler le volume du réfrigérant du réacteur dans ledit coeur lorsque ladite température du réfrigérant se rapproche desdites premièreslimites de bande de température de manière à maintenir ainsi ladite température du réfrigérant du réacteur au voisinage dudit point de réglage et à l'intérieur desdites limites de bande de température. La présente invention sera mieux comprise à la lecture de la description ci-après d'un mode de réalisation préféré donné à titre purement illustratif et non limitatif en référence aux dessins annexés, sur lesquels la figure 1 est une vue en coupe verticale de la cuve du réacteur; la figure 2 est une vue en coupe verticale de la partie supérieure de l'assemblage de combustible; la figure 3 est une vue en coupe verticale de la partie inférieure de l'assemblage de combustible; la figure 4 est une vue en perspective des barres de déplacement et de leur assemblage combustible correspondant; la figure 5 est une vue en coupe verticale de la struc- ture de guidage des barres de déplacement; la figure 6 est une vue en coupe suivant le plan de coupe VI-VI de la figure 5; la figure 7 est une vue schématique représentant un quart du coeur de réacteur; la figure 8 est une vue à plus grande échelle d'une partie de quart de coeur; la figure 9 est une vue à plus grande échelle d'une partie du quart de coeur; la figure 10 est une coupe schématique d'un assemblage combustible typique; la figure 1l est une vue schématique d'une section du coeur; la figure 12 est un graphique d'une z:ponse de suivi de charge du réacteur; et la fgure 13 est un schéma synoptique d'une logique de sélection de grappesde barres. En se référant à la figure 1, on voit que le réacteur nucléaire est référencé 20 dans son ensemble et comprend une cuve 22 à la partie supérieure de laquelie est fixée une tête amovible 24 de fermeture. Une tubulure 26 d'entrée et une tubulure 28 de sortie sont relies à la cutre 22 du réacteur pour permettre la circulation dPun P éfrig _rant, tel que de l'eau, dans la cuve 22 du réacteur. UnTe plaque 30 faisant partie du coeur est disposSe dans la partie infrrieure de la cuve 22 du réacteur et sert à supporter les assemblages combustibles 32. Les.assemblaaes cor. bustibles 32 sont disposés dans la cuve 22 du réacteur et constituent le coeur 34 de ce réacteur. Comme il est bien connu dans la technique, les as- semblages combustibles 32 engendrent de la chaleur par fission nucléaire de l'uranium qui s'y trouve. Le réfrigérant daréacteur s'écoulant dans la cuve 22 en vue d'un transfert de chaleur avec les assemblages combustibles 32 transfère la chaleur des assemblages combustibles 32 à un matériel de génération d'électricité situé à distance du réacteur nucléaire 20. Une pluralité de mécanismes 36 d'entraînement de barres de commande que l'on peut choisir parmi ceux bien connus dans la technique est disposée sur la tête de fermeture 24 en vue d'introduiredes barres de commande (non représentées) dans des assemblages combustibles 32 ou pour les en retirer. De plus, une pluralité de mécanismes 38 d'entraînement de barres de déplacement est également disposée sur la tête de fermeture 24 en vue d'introduire des barres de déplacement 40 dans les assemblages combustibles 32 ou de les en retirer. Les mécanismes 38 d'entraînement de barres de déplacement peuvent être similaires à celui décrit dans la demande de brevet US n 47 984. Pour ne pas surcharger le dessin, seul un nombre choisi des barresde déplacement 40 a été représenté sur la figure 1. Toutefois, on comprendra que le nombre de ces barres de dépla- cement 40 est choisi de manière à correspondre au nombre de tubes de guidage de barres de déplacement des assemblages combustibles 32. Une pluralité de structures 42 de guidage de barres de déplacement est placée dans la section supérieure de la cuve 22 du réacteur,chacune de ces structures étant alignée avec un mécanisme 38 d'entralnement de barres de déplacement en vue de guider le déplacement des barres de déplacement 40 à la section supérieure de la cuve 22 du réac- teur. Une calandre 44 peut être disposée entre l'assemblage combustible 44 et les structures 42 de guidage de barres de déplacement et comprend une multiplicité de tubes en acier inoxydable disposés dans le prolongement linéaire de chaque barre de déplacement et de chaque barre de commande afin d'assurer le guidage de ces barres dans la région de la calandre et de réduire au minimum les vibrations engendrées dans ces barres par l'écoulement du réfrigérant. En se référant maintenant aux figures 2-4, on voit que des assemblages combustibles 32 comprennent des éléments combustibles 48, des sommiers ou grilles 50, une tubulure inférieure 52, une tubulure supérieure 54, et des tubes de guidage 56. Les éléments combustibles 48 peuvent être constitués par de longs tubes métalliques cylindriques. contenant des pastilles de combustible nucléaire et fermés à leurs deux extrémités par des bouchons d'extrémité. Les éléments combus- tibles 48 peuvent être disposés en un réseau sensiblement carré de 20 x 20 éléments et ils sont maintenus en place par des sommiers 50. Les tubes de guidage 56, dont le nombre peut être égal à 25, sont disposés en un réseau généralement de 5 x 5 dans chaque assemblage combustible 32. Chaque tube de guidage 56 occupe l'espace d'environ quatre éléments combustibles 48 et s'étend de la tubulure inférieure 52 jusqu'à Ja tubulure Supérieure 54 de manière à supporter le sommier 50, la tubulure supérieure 54 et la tubulure inférieure 52. Les tubes de guidage 56 peuvent être constitués par des tubes métalliques cylin- driques fabriqués en Zircaloy et pouvant contenir des barres telles que des barres de déplacement 40 ou des barres de commande. Les barres de déplacement 40 et les barres de cora- mande sont fabriquaes a peu près aux mêmes dimensions, de sorte que chaque tube de guidage 56 peut contenJr aussi bien une barre de déplacement qu 'une barre de coiraaande. Parce qu'ils ne contiennent pas de barres, les tubes de guidage 56 sont remplis par le réfrigdrant du réateur; loutefois,!orsqu'elles sont introduites dans les tubes de guidage 56, les barres 40 de déplacement expulsent l'eau qui s'y trouve. Les soyrLmiers 50 sont placés en divers uoints le long de l'assemblage combustible 32 et servent à malntenor les éléments combustibles 48 et la cuve de guidage 56 espacês les uns des autres d'une distance appropriée et h ' ernàet-re!a circulation du réfrigérant du réacteur en vue d'un transfert de chaleur avec les éléments combustibles 48. On peut trouver une des- cription plus détaillée d'un soDmmier ou grille similaire dans les brevets US n 3 379 617 et 3 379 619. Comme on peut le voir sur la figure 4, les barres de diplacement 40 sont de longues barres cylindriques sensiblement creuses en Zircaloy. Les barres de déplacement 40 peuvent également contenir des pastilles de ZrO2 ou d'Al 0 afin de lester la barre et 2 2 3 d'augmenter sa capacité d'abaissement. Les barres de dépla- cement 40 sont disposées dans le prolongement linéaire des tubes de guidage 56, de sorte qu'elles peuvent être introduites dans les tubes lorsqu'on le désire. Les barres de déplacement sont supportées par un dispositif commun 68 appelé croisil- lon. Le croisillon 58 consiste en un moyeu 60 muni de bras 62 s'étendant radialement à partir de ce moyeu. Les barres de déplacement 40 sont fixées individuellement à chaque bras 62 de manière à former une disposition correspondant à la dispo- sition des tubes de guidage 56 dans lesquels peuvent être introduites les barres de déplacement. Le croisillon 58 est fixé à un arbre d'entraînement- 64 qui est relié au mécanisme 38 d'entraînement de barresde déplacement. La mise en mouvement de ce mécanisme 38 d'entraînement de barresde déplacement provoque l'abaissement ou le soulèvement de l'arbre d'entraî- nement 64 et, de ce fait, l'introduction de barres de dépla- cement 40 dans les assemblages combustibles 32 du coeur 34 ou 24e6319 le retrait de ces barres des assemblages combustibles. Il est important de noter que chaque croisillon 58 est disposé de manière à pouvoir introduire les barres de dépla- cement 40 dans plus d'un assemblage combustible 32. Par exemple, comme le représente la figure 4, le croisillon 58 permet d'introduire vingt cinq barres de déplacement dans l'assemblage combustible central 32 et quatre barres de dépla- cement dans chacun des quatre assemblages adjacents. De cette manière, les barres de déplacement 40 peuvent être introduites dans les assemblages combustibles 32 et en être retirées sans qu'il soit nécessaire d'augmenter le nombre de croisillons et le nombre de mécanismes d'entraînement. En se référant maintenant aux figures 5 et 6, on voit que les structures 42 de guidage de barres de déplacement comprennent une pluralité de auides tubulaires fendus 70 qui sont conçus pour permettre le passage de barres, telles que des barres de déplacement ou des barres de commande. Ces structures 42 de guidage de barres de déplacement sont placées entre la calandre 44 ou la tête de fermeture 24,comme on peut le voir sur la figure 1, et sont disposées de manière à cor- respondre à chaque mécanisme 38 d'entraînement de barres de déplacement. Plusieurs plaques d'entretoisement 72 sont placées en divers points le long des guides tubulaires fendus et, conjointement avec ces derniers, servent à guider les barres de déplacement 40 dans la section supérieure de la cuve 22 du réacteur. Comme on peut le voir sur la figure 6, huit guides tubulaires fendus 70 peuvent être prévus pour guider les barres de déplacement 40. Les "fentes" des guides tubulaires fendus 70 ainsi que les fentes 74 ménagées dans les plaques d'entretoisement 72, permettent le passage du croisil- lon 58 tout en maintenant l'alignement des barres avec les tubes de guidage 56 dans les assemblages combustibles 32. Une ouverture centrale 76 est également formée dans les plaques 72 pour le logement de l'arbre d'entraînement 64, de manière à permettre le passage du croisillon 58. En se référant de nouveau à la figure 1, on voit que la calandre 44,qui comprend une multiplicité de tubes,assure le guidage des barres, telles que les barres de déplacement 40 dans la région de la calandre. En génaral, les tubes de la calandre 44 ne sont pas des tubes fendus comme c'est le cas pour les guides tubulaires fendus 70, de sorte que l'abaissement du croisillon 58 est arrêté au voisinage de l'extrémité supérieure des tubes de la calandre. Lorsque leur mouvement d'abaissement est arrêté à la partie supérieure de la calandre 44, toutes les barres traversent les tubes de la calandre et se trouvent entiè- rement dans l'assemblage combustible 32. Quand elles se trouvent dans les tubes de la calandre, les barres sont protégées contre l'écoulement du réfrigérant du réacteur, ce aui réduit au minimum les vibrations qui, sans-cela, mourraient être provoquées par la vitesse élevée du réfrigérant du réacteur dans cette région. Dans l'invention telle que décrite dans le présent exposé, il existe au-moins trois types différents de barres pouvant être introduites dans les tubes de guidage 56. Par exemple, des barres de déplacement, des barres de commande et des barres grises peuvent être disposées de manière à être introduites dans loetubo 56 de guidage. Toutes ces barres ont approximativement les mêmes dimensions et la même forme, mais les matières dont elles sont constituées sont différentes car elles jouent des rôles différents. Les barres de déplacement qui peuvent être des tubes à paroi épaisse ou bien contenir des matières absorbant les neutrons lents, comme par exemple des pastilles de ZrO ou de A1203, sont utilisées pour déplacer le réfrigérant du réacteur et pour commander ainsi la modé- ration du réacteur. Les barres de commande contiennent une matière absorbant les neutrons, comme il est bien connu dans la technique, et servent à commander la réactivité du noyau du coeur d'une façon connue couramment. Les barres grises sont similaires aux barres de déplacement 40,maissont constituées par une matière absorbant les neutrons intermédiaires, comme par exemple l'acier inoxydable, de sorte que leur valeur de réactivité est supérieure à celle des barres de déplacement 40. En se référant maintenant aux figures 7-11, on voit que l'on y a représenté la disposition, dans un quart de coeur, des éléments combustibles 48, des. barres de déplacement 40, des barres de commande 80, des barres grises 82 et des empla- cements 84 exempts de barres. Il est bien entendu que la forme complète du coeur du réacteur peut être reconstituée par extrapolation du quart de coeur représenté sur la figure 7. En fait, le quart de coeur représenté sur la fiture 7 est une image symétrique du huitième de coeur par rapport à l'axe A-A de la figure 7. Toutefois, le quart de coeur de la figure 7 a été représenté pour la clarté de l'illustration. Comme on peut le voir sur la figure 10, chaque assemblage combustible 32 comprend un réseau d'éléments combustibles 48 et un réseau de tubes de guidage 56. D'une manière générale, les barres de commande 80 et les barres grises 82 ne sont utilisées que dans les tubes de guidage 56 disposés en diagonal, tandis que les barres de déplacement 40 sont utilisées géné- ralement dans tous les tubes de guidage 56 d'un assemblage combustible donné. De plus, un tube 88 est disposé au voisinage du centre de chaque assemblage combustible 32 pour loger des appareils de transfert de données. Bien que chaque assemblage combustible 32 4oit essentiellement identique à celui représenté sur la figure 10, chaque assemblage combustible 32 peut remplir une fonction différente selon que les tubes de guidage 56 sont occupés par le réfrigérant du réacteur, les barres de déplacement , les barres de commande 80 et les barres grises 82. Les barres de déplacement 40 et les barres grises 82 sont choisies généralement de manière à déplacer à peu près le même volume d'eau. Toutefois, les barres grises 82 peuvent être des barres cylindriques à paroi épaisse en acier inoxydable, ce qui donne à chaque barre grise individuelle une valeur de réactivité supérieure à celle d'une seule barre de déplacement. L'épaisseur de paroi des barres grises peut être d'environ 1,65 mm. Mais du fait que les barres grises sont habituellement disposées par grappe de neuf, contrairement aux grappes de quarante-et- une barres de déplacement, chaque grappe de barres grises présente une valeur de réactivité plus faible qu'une grappe de barresde déplacement. Grâce à un choix approprié des matières ou à un choix judicieux du nombre de barres, on peut donc obtenir une valeur de réactivité équilibrée pour les barres grises et pour les barres de déplacement. De plus, du fait que la valeur de réactivité d'une grappe de barresgrisespeut être d'environ % celle d'une grappe de barresde déplacement, diverses combi- naisons de déplacement des grappes de barres grises et des grappes de barres de déplacement peuvent donner de nombreuses valeurs de réactivité dans la totalité du ceur. On va se référer maintenant à la figure!' i Un assemblage combustible 32 dans lequel ne sont utilisées aucune barres de commande 80 ni aucune barre grise 32, mais dans lequel ne sont utilisées que des barres de déplaceent 4-0 dans les tubes de guidage 5E, est appelé, d'une facon générale, un assemblage de déplacement 90. Un assemblage cmbustible 32 ins lequel sont utilisées à la fois des barres de da-élacement 40 et des barres de commande 80 (mais aucune barre grise) est appelé un assemblage de commande 92. De mme, un assemblage combustible 32 dans lequel sont utilisées à la fois des barres de dépla- cement 40 et des barres grises 82 est appeli un assemblage aris 94. Il convient de remarquer que sur la figure 11, les éléments combustibles 48 ont été omis pour ne pas surcharger le dessin et que ces assemblages combustibles sont similaires à ceux représentés sur la figure 10, En se référant encore a la figure 11, on voit que chacune des barres de commande 80 et des barres grises 82 est fixée à un croisillon (non représenté) similaire au croisillon 58, sauf au'un croisillon de support de barres de commande 80 ou de barres grises 82 n'est associé qu'à un seul assemblage combustible. De cette manière, toutes les barres de commande ou toutes les barres grises 82 d'un assemblage combustible donné peuvent être soulevées ou abaissées par un seul mécanisme d'entraînement. En outre, du fait que chaque croisillon 58 de support de barres de déplacement peut s'étendre dans les assemblages combustibles adjacents (comme illustré dans la partie centrale de la figure 11 et de la figure 4) , le déplacement du croisillon 58 de support de barres de dépla- cement agit sur la commande de.cinq assemblages combustibles et réduit le nombre nécessaire de mécanismes d'entraînement de barres de déplacement. Bien entendu, sur la périphérie du quart de coeur (comme représenté sur la figure 7), les croisillons particuliers peuvent déplacer des barres en nombre inférieur au nombre habituel de barres, car il n'y a pas d'assemblage 11 - combustible.adjacent ou parce qu'il existe des emplacements 84 dépourvus de barres. En se référant de nouveau aux figures 8 et 9 qui entrent dans la constitution de la figure 7, on voit que l'on y a représenté l'agencement d'un quart de coeur, chaque rangée ou rangée partielle étant numérotée de 100 à 114 et chaque colonne ou colonne partielle étant numérotée de 116 à 130, et comprenant: Assemblage combustible (100,116) (100,118) (100,120) (100,122) (100,124) (100,126) (100,128) (100,130) (102,116) (102,118) (102,120) (102,122) (102,124) (102,126) (102,128) (102,130) (104,116) (104,118) (104,120) (104,122) (104,124) (104,126) (104,128) (104,130) quart d'assemblage de déplacement demi-assemblage de commande demiassemblage de déplacement demi-assemblage de commande demi-assemblage de déplacement demi-assemblage de commande demi-assemblage de déplacement demi-assemblage gris demi-assemblage de commande assemblage complet de déplacement assemblage gris complet assemblage complet de déplacement assemblage gris complet assemblage complet de déplacement assemblage complet de commande assemblage complet de déplacement demi-assemblage de déplacement assemblage gris complet assemblage complet de déplacement assemblage complet de commande assemblage complet de déplacement assemblage complet de commande assemblage complet de déplacement assemblage partiel de commande dépourvu de barres. (106,116) (106,118) (106,120) (106,122) (106,124) (106,126) (106,128) (106,130) (108,116) (108,118) (108,120) (108,122) (108,124) (108,126) (108,128) demi-assemblage de assemblage complet assemblage complet assemblage complet assemblage complet assemblage complet assemblage complet assemblage complet commande de déplacement de commande de déplacement de commande de déplacement de commande de déplacement demi-assemblage de déplacement assemblage gris complet assemblage complet de déplacement assemblage complet de commande assemblage complet de déplacement assemblage complet de commande assemblage complet de déplacement demiassemblage de assemblage complet assemblage complet assemblage complet assemblage complet assemblage complet assemblage partiel de barres demiassemblage de assemblage complet assemblage complet assemblage complet assemblage complet assemblage partiel de barres demi-assemblage gris assemblage complet de assemblage partiel de de barres assemblage complet de commande de déplacement de commande de déplacement de commande de déplacement de déplacement déplacement de commande de déplacement de commande de déplacement de déplacement e dépourvu dépourvu déplacement commande dépourvu (110,116) (110,118) (110,120) (110,122) (110,124) (110.,126) (110,128) (112,116) (112,118) (112,120) (112,122) (112,124) (112,126) (114,116) (114,118) (114,120) déplacement (114,122) Comme on peut le voir d'après la description ci-dessus du quart de coeur, la configuration du coeur basée sur ce concept peut être illustrée d'une façon générale comme le représente la figure 11. Fondamentalement, l'assemblage combustible se trouvant au centre du coeur complet et représenté par l'assemblage combustible (100,116) de la figure 7, peut être choisi de manière à être soit un assemblage de commande 92, soit de préférence un assemblage de déplacement 90. Une fois que ce choix a été effectué, les quatre assemblages combustibles immédiatement adjacents au côté plat de l'assent- blage combustible central sont choisis de manière à être de l'autre type et les assemblages combustibles se trouvant sur la diagonale sont choisis de manière à être du même type que l'assemblage central. Cette disposition est ensuite répétée d'une façon alternée. Par exemple, l'assemblage combustible central (100,116) de la figure 7 a été choisi de manière à être un assemblage de déplacement 90, de sorte que les e assemblages combustibles se trouvant sur ses côtés plats adjacents sont choisis de manière à être soit des assemblages de commande 92, soit des assemblages gris 94, tandis que ceux se trouvant sur la diagonale sont choisis de manière à être des assemblages de déplacement 90. On répète cette disposition d'une façon alternée jusqu'à ce que l'on atteigne la périphérie du coeur o les assemblages combustibles d'extrémité peuvent être choisis de manière à être des assemblages hybrides basés sur la physique nucléaire du coeur particulier. Pour déterminer si un assemblage particulier doit être un assemblage de commande 92 ou un assemblage gris 94, on choisit tout d'abord le nombre et l'emplacement des assemblages de commande nécessaire5en se basant sur une conception classique du coeur. Le reste des assemblages qui n'ont pas été choisis comme assemblages de commande 92 sont alors utilisés comme assem- blages gris 94. On peut ainsi agencer sensiblement tout le coeur suivant une disposition alternante d'assemblagesde déplacement et d'assemblagecde commande ou d'assemblagezgris, pratiquement tous les assemblages combustibles étant desservis par au moins un croisillon 58 de support de barres de dépla- cement et chaque croisillon 58 de support de barres de dépla- cement desservant d'une façon générale cinq assemblages combustibles. En outre, chaque assemblage combustible est desservi par au moins un mécanisme d'entraînement de barres de déplacement, des barre de commande ou de barres grises. la disposition ou agencement il]ustré du coeur fournit un moyen à l'aide duquel on peut ajuster le spectre des neutrons par "dérive spectrale' en réqglant le volume ldu modérateur dans le coeur. On peut effectuer cette operation en expulsant l'eau de refroidissement du coeur et en la remplaçant à des moments appropris afi n de modifier la modération du coeur. Dans la présente invention, des barres de déplacement 40 et des barres grises S2 peuvent être utilisées pour effectuer cette modification de modérationo Pendant le fonctionnement, toutes les barres de depla- cement 40 et toutes les barres grises 82 sont introduites dans le coeur 84 au début de la vie dul coeur. Toutefois, aucune des barres 80 de commande ne doit étre nécessairement introduite à ce moment. L'introduction des barres de déplacement 40et des barres grises 82 s'éffectue par la mise en mouvement du mécanisme approprie tel que le mécanisme 38 d'entraTnesment de barres de déplacement.Quand ce mécanisme d'entraînement est mis en mouvement, les barres de déplacement 40 et les barres grises 82 plongent dans les tubes de guidage appropriéS56 des assemblages combustibles 32. Les barres de déplacement et les barres grises déplacent leur volume de réfrigérant (eau) en réduisant ainsi le volume du modérateur dans le coeur 34. Cette réduction du volume du modérateur durcit le spectre des neutrons du coeur et augmente la production de plutonium. Ce durcisse- ment du spectre des neutrons est appelé d'une manière générale "dérive spectrale". Ce spectre plus dur des neutrons diminue les besoins d'une compensation chimique par le bore, a pour conséquence un coefficient de température du modérateur plus négatif, et diminue ou élimine. les besoins en poisons consommables. Au fur et à mesure que l'uranium combustible présent dans le coeur s'appauvrit au cours de la vie du coeur, un certain nombre de barres de déplacement 40 et/ou de barres grises 82 peuvent être retirées du coeur par la mise en mouvement de leursmécanismesappropriésrespectif.,Le retrait de ces barres permet l'entrée d'une quantité plus importante de mélange eau-modérateur dans la région du coeur et augmente la modération du coeur. En fait, cette opération a pour effet d'introduire une valeur de réactivité à un moment o l'appau- vrissement du combustible provoque une diminution de la valeur de réactivité. La réactivité du coeur peut donc être maintenue à des niveaux appropriés pendant un temps plus long. Le retrait des barres peut se poursuivre à un régime choisi (en fonction de l'état du coeur) jusqu'à ce que, vers la fin de la vie du coeur, toutes les barres de déplacement 40 et toutes les barres grises 82 aient été retirées du coeur. En plus de l'utilisation des barres de déplacement 40 et des barres grises 82 pour obtenir une "dérive spectrale", on peut aussi utiliser ces barres à des fins de suivi de charges. Par exemple, lorsque la concentration du bore dans le réfrigérant du réacteur tombe en-dessous d'environ 100 ppm, la possibilité d'une opération de vidange et d'introduction de borepour compenser le transitoire Xénon pendant un suivi de charge peut s'avérer peu pratique. Toutefois, en retirant ou en introduisant des barres de dépla- cement 40 ou des barres grises 82 choisies, on peut obtenir une variation appropriée de réactivité pour compenser le transitoire Xénon. En outre, on peut effectuer une telle manoeuvre pour ajuster les besoins globaux de puissance ou pour ajuster les répartitions radiales de puissance. Du fait que les barres grises 82 présentent une valeur de réactivité différente de celle des barres de déplacement 40 et du fait que les barres grises 82 et les barres de déplacement 40 se trouvent dans des endroits différents du coeur, un choix et un déplacement appropriés des barres permet d'obtenir une commande fine du réacteur. Des calculs de la valeur de réactivité d'une grappe de 41 barres de déplacement indique qu'une telle grappe peut présenter une valeur de réactivité d'environ 75 pcm (pour cent 1000 (Millimile)). En d'autres termes, on peut s'attendre à une augmentation de 75 pcm de la réactivité du coeur si on déplace une seule grappe de 41 barres de déplacement de sa position o elle est complètement introduite jusqu'à sa position o elle est complètement sortie quand la combustion nucléaire est d'environ 11 000 MWJ/TU (MgW.Jour/Tonne d'Uranium). En même temps, on prévoit que le coefficient de température du modérateur de réactivité sera d'environ -70 pcm/0C. Par conséquent, le retrait d'une grappe de 41 barres de déplacement sans variation associée de la position des barres de commande ou du niveau de puissance se traduit par une augmentation d'environ 1'C de la température moyenne du réfrigérant du réacteur, cette variation de température étant en retard d'environ 10-20 secondes (un temps de transit de boucle) sur le mouvement des barres de déplacement. Du fait que les variations de température moyenne du réfrigérant en réponse au mouvement des barres de déplacement sont faibles et ont lieu lentement, on peut utiliser le changement de température du réfrigérant pour "amortir" l'effet du mouvement des barres de déplacement sur la réactivité globale du coeur. En d'autres termes, par suite du coefficient négatif de température du modérateur, la variation de température du réfrigérant du réacteur a tendance à compenser une partie de la variation de réactivité entraînée par le mouvement des barres de déplacement en assurant ainsi une transition régulière de la réactivité du coeur quand on déplace une grappe de barres de déplacement. Du fait que la valeur de réactivité d'une grappe de barres de déplacement et la valeur absolue du coef- ficient de température du modérateur varient dans le même sens et à des allures fractionnées comparables en même temps que varient la concentration du bore et le rapport hydrogène/ura- nium dans le coeur, le changement de température par-unité de déplacement des grappes de barres de déplacement est géné- ralement indépendant de l'état du coeur durant toute la dernière partie de la durée de vie du coeur. En se référant à la figure 12, et en utilisant ces concepts pour la commande d'un réacteur, on peut choisir deux bandesOu-plages de température'de réfrigérant du réacteur à des fins de fonctionnement de ce réacteur. Ces bandes peuvent être différentes des bandes de fonctionnement classiques et être plus larges que celles-ci. Une des bandes, la bande A, est la bande large qui est choisie de manière à avoir une largeur d'environ 20C, c'est-à-dire 1C de part et d'autre du point TS de réglage de température moyenne du réfrigérant du réacteur. Ts est choisi de manière à être la température moyenne du réfrigérant du réacteur à laquelle on désire que fonctionne le réacteur. Comme autre possibilité, on peut utiliser la température moyenne de la branche froide. Une bande limite ou bande étroite répondant aux directives administratives, à savoir la bande B, peut être choisie de manière à avoir une largeur d'environ 1,50C, c'est-à-dire 0,750C de part et d'autre de la température TS de point de réglage. La bande A est choisie de telle sorte que si la température du réfrigérant du réacteur atteint cette limite, des systèmes automatiques sont mis en marche pour inverser la dérive de température. La bande B est choisie comme limite-guide de travail, de telle sorte que lorsque a température du réfrigérant du réacteur se rapproche de cette limite, une sélection,soit automatique, soit manuelle, et une mise en mouvement des barres de dépla-. cement peuvent commencer pour éviter que la limite de la bande A soit atteinte. De cette manière, lorsque la tempé- rature du réfrigérant du réacteur dévie vers le bas, comme par exemple durant l'accumulation du Xénon et comme illustré en t0 et ti, le retrait d'une fente particulière de barres de déplacement ou de barres grises est déclenché. Entre t. et t2, la grappe de barresest retirée, ce qui prend environ minutes pour qu'elle soit totalement extraite. Le retrait d'une grappe de barrespermet à une quantité supplémentaire du mélange modérateur-eau de pénétrer dans le coeur, ce qui augmente la réactivité du coeur et se traduit par une dérive vers le haut de la température du réfrigérant du réacteur. Au fur et à mesure que le Xénon continue à s'accumuler, la température du réfrigérant recommence à baisser, comme illustré entre t2 et t3. Lorsque la température se rapproche de t3, il est de nouveau nécessaire d'effectuer une sélection et de retirer la grappe suivante de barres, celle-ci étant soit une grappe de 41 barres de déplacement ou une. grappe de 9 barres grises selon l'augmentation de réactivité nécessaire. La fourchette de temps entre t4 et t5 indique la fourchette de temps dans laquelle il faut commencer à retirer la grappe suivante pour éviter que la limite de la bande A soit atteinte. De cette manière, les variations de température du réfrigérant duréacteur, telles que celles dues auxtransitoirs XerZ_én peuvent être compensées sans réglage de la concentration du bore dans le réfrigérant et tout en prolongeant la dureée de vie du coeur. De plus, pour déerminer le moment of une grappe parti- culière doit être déplacée, il est également n-cessa re de déterminer quelle grappe ou quel groupe de grappes doit être déplacé et s'il faut l'introduire dans le coeur ou le retirer du coeur. A ce sujet, on comprendra que. du:ait qu'une grappe de barres de déplacement a une action sur une région plus grande du coeur qcue dans ile cas d'une grappe de barres grises et que, du fait Éue les barres grises indiv-duelús ont une valeur de réactivitë différente de celle des barres de dépla- cement individuelles une sélection et un déu2!acemen appropriés de diverses grappes pe-imettent d'agir sur les niveaux de réactivité du coeur et sur la répartition radiale de la puissance dans ce coeur. En se référant maintenant à la cig-ire 13, on voit qu'un calculateur 100 de fraction d'attribution de puissance déter- mine la fraction de la puissance totale du coeur qui est at- tribuée à chaque assemblage combustible. On peut parvenir à ce résultat d'une manière classique en ayant recours à un nombre suffisant de détecteur de radiation dans le coeur pour déterminer le flux local de neutrons et les amplitudes des niveaux de puissance nucléaire. Par exemple, environ 60 assem- blages combustibles peuvent être munis d'environ 5 détec- teurs de radiations,tels que des détecteurs de radiationsgamma. Les 5 détecteurs de radiationspeuvent être espacés axialement le long de l'assemblage combustible, de manière qu'au total environ 300 détecteurs dans le coeur puissent fournir lesniveaux de réactivité instantanée pour 60 zones du coeur. On peut communiquer ces mesures ainsi que des facteurs d'étalonnage et d'appréciation au calculateur 100 pour déterminer la fraction d'attribution de puissance supportée par chaqezone du coeur. En même temps, un compilateur 102 de conditionscourantes compile d'autres conditions du coeur telles que la concentration du bore, la fraction hydrogène/uranium, et les positions actuelles des grappes. Ces informations, conjointement avec les informations provenant du calculateur 100 de fraction d'attri- bution de puissance, sont transmises à un dispositif 104 de prévision d'effet de déplacement des barres de déplacement cui déterminent la variation de réactivité ainsi que la variation de la fraction d'attribution de puissance qui résulteraient du déplacement de chaque barre. On a constaté que la variation de réactivité associée à un assemblage com- bustible particulier lors du déplacement de la grappe corres- pondante est en relation avec la densité de puissance actuelle de l'assemblage combustible. Cette relation peut être exprimée comme suit AR = m x DPA ou AR = variation de réactivité de l'assemblage combus- tible par suite de l'introduction ou de retrait de la grappe correspondante (barres de déplacement ou barres grises); DPA = densité de puissance de l'assemblage combustible avant le déplacement de la grappe; et m = pente de la droite On a également déterminé que la pente m peut aussi avoir un rapport avec la combustion nucléaire comme le montrent les chiffres suivants Combustion nucléaire Pente, m (MWJ/TU) (pcm par grappe/densité de puissanoe du bloc) 1 000 5,4 6 000 32,8 il 000 60,0 ce qui donne entre la pente et la combustion nucléaire, la relation suivante: m = 0,0054 x CN o CN = combustion nucléaire en MWJ/TU. Par conséquent: - 4R = 0,0054 x CN x DPA En utilisant cette relation, le dispositif 104 de prévision d'effet de déplacement peut prévoir la réaction de réactivité à laquelle il faut s'attendre du fait du déplacement de la grappe correspondant à cet assemblage combustible. Cette information est ensuite transmise au sélecteur 106 de grappe. On a aussi constaté que la densité de puissance d'un assemblage combustible particulier après retrait de la grappe peut être exprimée par la relation suivante NDP =(1,17 + o,000033 x CN x An- o NDP = nouvelle densité de puissance de l'assemblage combustible ADP = ancienne densité de puissance de l'assemblage combustible CN = combustion nucléaire en NWXJ/TU. On peut donc trouver la variation de densité de puissance d'un assemblage combustible particulier en se basant sur sa densité de puissance avant le déplacement de la grappe. Cette infor- mation est ensuite transmise au sélecteur 106 de girappe. Un dispositif 108 de prévision de besoinsqui peut être choisi parmi ceux bien connus dans la technique, est utilisé pour déterminer et transmettre au sélecteur 106 de grappes la quantité d'augmentation ou de diminution de réactivité prévue comme étant nécessaire. Cette quantité peut être basée sur des données telles que la température moyenne du réfri- gérant, le niveau de la puissance, les limites de bande et des considérations de points de réglage ou de consigne.. Le calculateur de fraction d'attribution de puissance communique également au sélecteur 106 de grappes la fraction d'attribution de puissance relative à chaque assemblage combustible. Le sélecteur 106 de grappes reçoit la fraction d'attri- bution de puissance relative à chaque assemblage combustible avant un déplacement de grappes, la variation de réactivité à prévoir si une grappe est déplacée, la densité de puissance actuelle (ADP) pour chaque assemblage combustibles la densité de puissance prévue (NDP) pour chaque assemblage combustible et la variation de réactivité nécessaire. A partir de ces données, une nouvelle fraction d'attribution de puissance pour chaque assemblage combustible peut être déterminée. En se basant sur cette information et sur la position courante de chaque grappe, le sélecteur 106 de grappes peut choisir la ou les combinaisons de déplacement de grappes qui donnent la variation de réactivité voulue sans perturber le profil global de la répartition de la puissance. D'une façon générale, cette recherche peut comprendre la prévision de la variation suivante ainsi que le déplacement demandé par cette dernière de façon à empêcher un déplacement de grappes qui pourrait gêner les déplacements de grappes ultérieurs. Les combinaisons choisies de grappes doivent être transmises directement à un dispositif de vérification de répartition de puissance, à un dispositif de lecture 112 mis à la disposition de l'opérateur,et à un dispositif 114 de commande automatique de système. Le disposi- tif de vérification de répartition de puissance peut vérifier les fractions de répartition de puissance prévue par rapport aux anciennes fractions de répartition de puissance et peut déclencher un dispositif d'alarme 116 si la variation prévue se situe en dehors des limites établies. L'opérateur peut examiner le dispositif 112 de lecture et choisir celle des combinaisons choisies de grappes qu'il faut utiliser ou bien cette sélection peut être effectuée automatiquement par le dispositif 106 de sélection de grappes et être transmise au dispositif 114 de commande automatique de système pour exécuter le déplacement des grappes. En se basant sur ces critères, on peut donc évaluer et exécuter les déplacements (introductions ou retraits) de nombreuses combinaisons de grappes disponibles de barres de déplacement ou de barres grises pour commander un réacteur à eau sous pression, par exemple pendant un suivi de charge. La présente invention procure donc un procédé pour faire fonctionner un réacteur nucléaire à eau sous pression dans lequel on peut modifier le niveau de puissance du réacteur sans effectuer de variation d'éléments de compensation chimique ou de barres de commande. REVENDICATIONS 1. Procédé pour commander un réacteur nucléaire com- portant un coeur et des éléments de déplacement de réfrigérant disposés dans ce coeur, dans lequel on établit un point de réglage de température de réfrigérant de réacteur auquel on désire faire fonctionner ledit réacteur et on fixe des premières limites de bande ou plage de température de réfrigérant de réacteur entre lesquelles se situe ledit point de réglage, caractérisé par le fait que l'on déplace lesdits éléments de déplacement de réfrigérant de réacteur par rapport au coeur du réacteur pour ajuster le volume du réfrigérant du réacteur dans ledit coeur lorsque la température du réfrigérant du réacteur se rapproche dezdites première limites de bande de manière à maintenir ainsi ladite température du réfrigérant du réacteur près dudit point de réglage et à l'intérieur desdites premières limites de bande0 2. Procédé suivant la revendication 1, caractérisé par le fait que l'on retire dudit coeur lesdits éléments de déplacement de réfrigérant du réacteur lorsque ladite tempé- rature du réfrigérant du réacteur se rapproche de la limite inférieure desdites limites de bande et que l'on introduit lesdits éléments dans ledit coeur lorsque la température se rapproche de la limite supérieure desdites limites de bande. 3. Procédé suivant les revendications 1 ou 2, dans lequel on prévoit des secondeelimites de bande ou plages de température de réfrigérant de réacteur aux environs desdites première limites de bande, caractérisé par le fait que l'on actionne les barres de commande du réacteur lorsque ladite température du réfrigérant du réacteur se trouve en dehors desdites première limites de bande et se rapproche desdites secondeslimites de bande. 4. Procédé suivant l'une quelconque des revendications 1, 2 ou 3, caractérisé par le fait que lesdites première limites de bande sont celles d'unebande ayant une largeur d'environ 1,5 C, ledit point de réglage se trouvant au centre de cette largeur. 5. Procédé suivant la revendication 3, caractérisé par le fait que lesdites seconde limites de bande sont celles d'une bande ayant une largeur d'environ 20C, ledit point de réglage se trouvant au centre de cette largeur. 6. Procédé suivant l'une quelconque des revendications 1 à 5, caractérisé par le fait que la température du réfri- gérant du réacteur est la température moyenne de la branche froide. 7. Procédé pour commander un réacteur nucléaire, dans lequel on détermine de façon supplémentaire la quantité de puissance de chaque zone du coeur à l'aide de la variation de réactivité anticipée de chacune desdites zones du coeur résultant du déplacement des éléments correspondantsde dépla- cement de réfrigérant de réacteur, caractérisé par le fait qu'après avoir déterminé la variation de réactivité nécessaire pour obtenir le niveau voulu de puissance du coeur du réacteur, on choisit un élément de déplacement approprié en vue de le déplacer pour obtenir la variation de réactivité recherchée-et on déplace ledit élément de déplacement choisi par rapport au- dit coeur pour atteindre le niveau voulu de puissance du coeur du réacteur. 8. Procédé suivant la revendication 7, caractérisé par le fait que l'on détermine la fraction de la puissance totale du coeur qui est attribuée à chacune desdites zones du coeur à l'aide de la fraction anticipée de la puissance totale du coeur qui serait attribuée à chacune desdites zones du coeur après le déplacement projeté de l'élément- correspondant de déplacement de réfrigérant de réacteur et on choisit l'élément de déplacement approprié en vue de le déplacer pour obtenir la variation de réactivité voulue sans perturber la répartition totale de la puissance du coeur. 9. Procédé suivant la revendication 8, caractérisé par le fait que ladite phase de prévision de la variation de réactivité anticipée consiste à calculer ladite variation de réactivité en se basant sur la densité de puissance habituelle de ladite zone de coeur à l'aide de la relation 4R = 0,0054 x CN x DPA o eR = variation de réactivité de la zone du coeur par suite du déplacement de lélément de déplacement correspondant; DPA = densité de puissance de la zone du coeur avant le déplacement de l'élément de déplacement cor- respondant; et CN = combustion nucléaire en MWJ/TU (14g/Jours/Tonne d'Uranium) 10. Procédé suivant la revendication 9, caractérisé par le fait que l'on détermine la fraction anticipée de la puissance totale du coeur qui serait attribuée à chacune des- dites zones du coeur après le déplacement de l'élément de déplacement correspondant en calculant ladite fraction d'après la relation: NDP = (1, 17 + 0,000033 x CN) x ADP ou: NDP = densité de puissance de la zone du coeur après le déplacement de l'élément de déplacement; ADP = densité de puissance de la zone du coeur avant le déplacement de l'élément de déplacement;et CN = combustion nucléaire en MWJ/TU. 11. Procédé suivant la revendication 10, caractérisé par le fait qu'avant de déplacer ledit élément de déplacement, on choisit l'élément de déplacement approprié suivant pour le déplacer et on vérifie si ledit déplacement de l'élément de déplacement approprié choisi n'empêchera pas le déplacement dudit élément de déplacement approprié suivant.