Réacteur à dérive spectrale. La présente invention concerne la commande d'un réacteur à dérive spectrale et elle a trait, plus particu- lièrement, à un moyen mécanique pour commander ce réacteur à dérive spectrale. Dans le réacteur nucléaire typique, on ajuste la réactivité en modifiant la quantité de matières (poisons) d'absorption des neutrons dans le coeur du réacteur. D'une façon générale, on utilise des barres de commande et on ef- fectue cette fonction d'ajustement de la réactivité en modifiant le nombre et la position de ces barres de commande 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 fluide de refroidissement du réacteur pour ajuster la réactivité. Dans les conceptions classiques de réacteur à eau sous pression, on prévoit une quantité excédentaire de réac- tivité dans le coeur du réacteur, de sorte qu'au fur et à mesure que diminue la réactivité au cours de la vie du coeur, cette réactivité en excédant peut être utilisée pour prolonger la durée de vie du coeur. Du fait qu'un excédant de réactivité est prévu dans le coeur du réacteur au début de la vie du coeur, il faut placer une matière absorbant les neutrons comme par exemple du bore soluble, dans le coeur à ce moment-là pour ajuster de façon appropriée la réactivité.en excédant. Au cours de la vie du coeur, au fur et à mesure que la réactivité diminue, on retire progressivement du coeur du réacteur la matière absorbant les neutrons. La matière absorbant les neutrons utilisée pendant la vie du coeur, absorbe les neutrons et supprime du coeur du réacteur leur réactivité qui pourrait par ailleur être utilisée avec plus de profit comme par exemple dans la production de plutonium combustible. Ce procédé 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. Un procédé permettant de prolonger la vie du coeur tout en réduisant la quantité de matièresabsorbant les neutrons dans un coeur de réacteur à eau lourde consiste à utiliser la "commande par dérive spectrale". Dans ce cas, on obtient la réduction de la réactivité en excédant (et de ce fait de la matière absorbant les neutrons) n reeneat en réserve une grande partie de l'eau lourde de refroidissement du réacteur jusqu'à ce que le réacteur ait fonctionné un certain temps de manière que le spectre des neutrons soit relativement dur au début de la vie du coeur. L'utilisation -'un sectre r" se traduit par une corsommationr d'un plus grand nombre de neutrons par 238U d'une manière utile plutC-h que par des poisons. Au fur et à mesure que diminue la réactivitê, l'eau ordinaire estL remplacée progressivement paar de l'eau lourde de manière que la Cactivié du coeur du réacteur soit maintenue à un niveau approprié. On peut donc commrander le réacteur sans qu'il soit nécessaire d'utiliser des matières absorbant les neutrons et sans avoir recours à un excedant de réactivité au démarrage, ce qui a pour conséquence des économies impor- tantes en ce qui concerne le coût d'uranium combustible. La production supplémentaire de plutonium réduit également les besoins d'enrichissement en 35U. La présente invention a pour objet principal de fournir un réacteur nucléaire dans lequel la durée de vie du coeur est prolongée, tandis que sont maintenues élevées les exigences de commande pour des opérations de suivi de charge. En raison de cet objet, la présente invention réside dans un réacteur nucléaire à eau sous pression et à dérive spectrale comprenant une cuve comportant une entrée et une sortie pour la circulation d'une eau de refroidissement en contact thermique avec un coeur etdisposee dans cette cuve, une pluralité d'assemblages combustibles disposés dans ledit coeur pour engendrer de la chaleur par fission nucléaire, et une pluralité d'éléments de déplacement d'eau absorbant les neutrons lents disposés de manière à être introduits dans lesdits assemblages combustibles et à en être extraits, ce réacteur nucléaire étant caractérisé par le fait que les éléments de déplacement d'eau absorbant les neutrons inter- médiaires, lesquels éléments ont une valeur de réactivité supérieure à celle desdits éléments de déplacement d'eau absorbant les neutrons lents mais inférieure à celle des barres de commande, sont disposés dans ledit réacteur de manière à être introduits dans certains desdits assemblages combustibles ou àven être retirés, lesdits éléments de dépla- cement absorbant les neutrons lents et lesdits éléments de déplacement absorbant les neutrons intermédiaires étant adaptés pour expulser l'eau dudit coeur lorsque lesdits éléments de déplacement sont introduits dans lesdits assemblages combus- tibles en réduisant ainsi le volume de l'eau dans ledit coeur. Du fait que de telles barres de déplacement absorbant les neutrons lents, lesquelles barres peuvent être en acier inoxydable, ont une capacité d'absorption des neutrons supé- rieure, chaque barre peut alors produire une variation de réactivité plus grande que les barres de déplacement d'eau ordinaire. Toutefois, en disposant moins de barres de dépla- cement en acier inoxydable dans une grappe, on peut obtenir que la valeur de réactivite- de la grappe de barresde déplacement en acier inoxydable soit férieure à celle d'une grappe de barre5de déplacement absorbant les neutrons lents. 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 fiaure 2 est une vue en coupe verticale de la partie supérieure de l'assemblage combustible; la figure 3 est une vue en coupe verticale de la partie inférieure de l'assemblage combustible; la figure 4 est une vue en perspective de tiges de déplacement et de leur assemblage combustible correspondant; la figure 5 est une vue en coupe verticale d'une structure de auidage de barres de déplacement; la figure 6 est une coupe par VI-VI de la figure 5; la figure 7 est une vue schématique représentant un quart du coeur du réacteur; la figure 8 est une vue agrandie d'une partie du quart du coeur; la figure 9 est une vue agrandie d'une partie du quart du coeur; la figure 10 est une représentation schématique en coupe d'un assemblage combustible typique; la figure 11 est une vue schématique d'une section du coeur; la figure 12 est un diagramme de la réponse du suivi de charge du réacteur; et la figure 13 est un schéma synoptique d'une logique de sélection de grappe5de barres. En se référant à la figure 1, on voit que le réacteur nucléaire est désigné d'une façon générale par la référence 20 et comprend une cuve 22 à l'extrémité supérieure de laquelle est fixée une tête amovible 24 de fermeture. Une tubulure 26 d'entrée et une tubulure 28 de sortie sont reliées à la cuve 22 du réacteur pour permettre la circulation d'un fluide de refroidissement, tel que de l'eau, dans la -cuve 22. Une plaque 30 faisant partie du coeur,est disposée dans la partie infé- rieure de la cuve 22 et sert à supporter les assemblages -combustibles 32. Les assemblages combustibles 32 sont disposés dans la cuve 22 et constituent le coeur 34 du réacteur. Comme il est bien connu dans la technique, les assemblages combus- tibles 32 engendrent la chaleur dans la fission nucléaire de l'uranium qu'ils contiennent. Le fluide de refroidissement circulant à travers la cuve 22 du réacteur en contact d'échange thermique avec les assemblages combustibles 32 transporte la chaleur de ces assemblages jusqu'au matériel de génération d'électricité situé à distance du réacteur nucléaire 20. Une pluralité de mécanismes 36 d'entraînement de barresde commande que l'on peut choisir parmi ceux bien connus dans la technique est disposée sur la tête de fermeture 24 pour introduire des barres de commande (non représentées) dans les assemblages combustibles 32 et pour les en retirer. De plus, une pluralité de mécanismes 38 d'entraînement de barresde déplacement est aussi disposée sur la tête de fermeture 24 pour introduire des barres de déplacement 40 dans les assemblages combustibles 32 et pour les en retirer.Les mécanismes 38 d'entraînement de barres de déplacement peuvent être similaires à celui décrit dans la demande de brevet US no 217 055. Pour ne pas surcharger le dessin,on n'a représenté sur la figure 1 qu'un nombre choisi de barres de déplacement 40. Toutefois, il va de soi que le nombre de barres de déplacement 40 est choisi de manière à correspondre au nombre de tubes de guidage de barres de déplacement que comprennent les assemblages combustibles 32. Une pluralité de structures 42 de guidage de barres de déplacement est disposée dans la section supérieure de la cuve 22 du réacteur, chacune de ces structures étant en ali- gnemént avec un mécanisme 38 d'entraînement de barres de déplacement pour guider le déplacement des barres de déplacement à travers la section supérieure de la cuve 22 du réacteur. Une calandre 44 peut être disposée entre les assemblages combustibles 34 et les structures 42 de guidage de barres de. déplacement et cette calandre 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 chacune de ces différentes barres dans la région de la calandre et de réduire au minimum les vibrations provoquées dans ces barres par l'écoulement du fluide de refroidissement. En se référant maintenant aux figures 2-4, on voit que les 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 cons- titués 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 com- bustibles 48 peuvent être disposés en un réseau carré sensi- blement de 20 x 20 et sont maintenus en place par les sommiers ou grilles 50. Les tubes de guidage 56tdont le nombre peutattein- dre 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 la tubulure supérieure 54 en constituant un moyen destiné à supporter les sommiers 50, la tubulure supérieure 54 et la tubulure inférieure 52. Les tubes de guidage 56 peuvent être des tubes métalliques cylindriques en Zircaloy pouvant contenir des barres telles que les barres de déplacement 40 ou des barres de commande. Les barres de déplacement 40 et les barres de commande sont fabri- quées approximativement aux mêmes dimensions: de sorte que chaque tube de guidage 56 peut contenir aussi bien une barre de déplacement qu'une barre de coimumande. Lorsqu'ils ne contien- nent pas de barre, les tubes de guidage 56 sont remplis de fluide de refroidissement du réacteur; toutefois, lorsqu'elles sont introduites dans les tubes de guidage 56, les barres 40 de déplacement expulsent le fluide de refroidissement qui s'y trouve. Les sommiers ou grilles 50 sont disposés en divers endroits de la longueur de l'assemblage combustible 32 et servent à espacer les éléments combustibles 48 ainsi que les tubes de guidage 56 d'une distance appropriée les uns des autres et à permettre au fluide de refroidissement du réacteur de circuler en contact de transfert de chaleur avec les éléments combustibles 48. On peut trouver une description plus détaillée d'un sommier ou grille similaires dans les brevets US no 3 379 617 et 3 379 619. Comme on peut le voir sur la figure 4, les barres de déplacement 40 sont de longues barres cylin- driques sensiblement creuses qui peuvent être en Zircaloy et qui peuvent être du type décrit dans la demande de brevet US no 217 052. Les barres de déplacement 40 peuvent contenir aussi des pastilles de ZrO2 ou de Al, 03 pour lester les barres et augmenter leur capacité d'abaissement. Les barres de dépla- cement 40 sont disposées dans le prolongement linéaire des tubes 56 de guidage, de sorte qu'elles peuvent être introduites dans ces tubes lorsqu'on le désire. Les barres de déplacement sont supportées par un dispositif commun appelé croisillon 58. Le croisillon 58 consiste en un moyeu 60 muni de bras 62 s'étendant radialement à partir de ce moyeu 60. Les barres de déplacement 40 sont fixées individuellement à chaque bras 62, de manière à former une disposition qui correspond à la dis- position des tubes 56 de guidage 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'entrai- nement 64 et, de ce fait, l'introduction des barres de dépla- cement 40 dans les assemblages combustibles 32 du coeur ou leur retrait de ces assemblages combustibles. Il est important de noter que chaque croisillon 58 est disposé de manière à pouvoir introduire les barres de déplacement 40 dans plus d'un assemblage combustible 32. Par exemple, comme on peut le voir sur la figure 4, le croisillon 58 peut introduire vingt cinq barres de déplacement dans l'assemblage combustible central 32 et quatre barres de dépla- cement dans chacun des quatre assemblages combustibles 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 des croisillons et des 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 guides 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 et la tête de fermeture 24, comme on peut le voir sur la figure 1, et sont disposées de manière à correspondre à chaque mécanisme 38 d'entraînement de barres de déplacement. Plusieurs entretoises 72 sont placées à divers endroits le long des guides tubulaires fendus 70 et, conjoin- tement avec ces guides tubulaires fendus 70, servent à guider les barres de déplacement 40 à travers 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 utilisés pour guider les barres de déplacement 40. La '!fente" des guides tubulaires fendus 70,conjointement avec les fentes 74 des entretoises 72, permet le passage du croisillon 58 tout en maintenant l'alignement des barres avec les tubes de guidage 56 dans les assemblages combustibles 32. Une fente centrale 76 est également prévue pour loger 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 dans la région de la calandre. En général, les tubes de la calandre 44 ne sont pas des tubes fendus, comme le sont- les guides tubulaires fendus 70, de sorte que l'abaissement du croisillon 58 s'arrête au voisinage de l'extrémité supérieure des tubes de la calandre 44. Lorsqu'elless'arrêtent à la partie supérieure de la calandre 44, toutes les barres s'étendent à travers les tubes de la calandre et sont introduites entiè- rement dans l'assemblage combustible 32. Pendant qu'elles se trouvent dans les tubes de la calandre, les barres sont pro- tégées contre l'écoulement du fluide de refroidissement du réacteur, ce qui réduit à un minimum les vibrations qui, sans cela, pourraient être engendrées par la vitesse élevée du fluide de refroidissement du réacteur dans cette région. Dans l'invention telle que décrite dans le présent exposé, on utilise au moins trois types différents de barres de commande pouvant être introduites dans les tubes de guidage -56. Par exemple, les barres de déplacement, les barres de commande et des barres grises peuvent être disposées de manière à être introduites dans les tubes de guidage 56. Toutes ces barres ont approximativement les mêmes dimensions et la même forme, mais les matières dont elles sont constituées sont différentes. Les barres de déplacement 40,qui peuvent être des tubes à paroi épaisse ou qui peuvent contenir une matière absorbant les neutrons lents telleque des pastilles de ZrO2 ou de A1203, sont utilisées pour déplacer le fluide de refroidissement du réacteur et, par conséquent, pour commander la modération 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 coeur d'une façon connue communément. Les barres grises sont similaires aux barres de déplacement 40,mais sont formées par une matière absorbant les neutrons intermédiaires, comme par exemple l'acier inoxydable, de sorte que leur valeur de réactivité par barre 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, dans un quart de réacteur, la dispo- sition des éléments combustibles 48, des barres de déplacement , des barres de commande 80, des barres grises 82 et les emplacements 84 exempts de barre. Il va de soi que l'on peut établir la configuration complète du coeur du réacteur en extrapolant le quart de coeur représenté sur la figure 7. En réalité, le quart de coeur représenté sur la figure 7 est une image symétrique du huitième de coeur par rapport à l'axe de symétrie A-A de la figure 7. Toutefois, on a représenté,le quart de coeur de la figure 7 pour des raisons de clarté d'illustration. Comme on peut le voir sur la figure 10, chaque assem- blage combustible 32 comprend un réseau d'éléments combustibles 48 et un réseau de tubes de guidage 56. D'une façon générale, les barres de commande 38 et les barres grises 82 ne sont uti- lisées que dans les tubes de guidage 56 placés en diagonal tandis que les barres de déplacement 40 sont généralement utilisées dans-tous les tubes de guidage 56 d'un assemblage combustible donné. De plus, un tube 88 pour instruments est disposé près du centre de chaque assemblage combustible 32 pour loger des.appareils de transfert de données. Bien que chaque assemblage combustible 32 soit essentiellement iden- tique à celui représenté sur la figure 10, chacun de ces assemblages peut remplir une fonction différente selon que les tubes de guidage 56 sont ou ne sont pas occupés par le fluide de refroidissement du réacteur, les barres de déplacement 40, les barres de commande 80 ou les barres grises 82.Les barres de déplacement 40 et les barres grises 82 sont choisies géné- ralement de manière à avoir approximativement les mêmes di- mensions afin de déplacer à peu près le même volume d'eau. Toutefois, les barres grises 82 peuvent être des barres cylin- driques en acier inoxydable à paroi épaisse qui donne à chaque barre grise individuelle une valeur de réactivité plus élevée que celle d'une seule barre de déplacement. L'épaisseur de la paroi des barres grises peut être d'environ 1,65 mm. Mais, du fait que les barres grises sont habituellement disposées en grappes de neuf, contrairement aux grappes de- quarante et une barres de déplacement, chaque grappe de barre:grisesa une valeur de réactivité plus faible que celle des grappes de barres de déplacement. Par un choix approprié des matières, et par un choix approprié du ncmbre de barres, on peut donc atteindre une valeur de réactivité équilibrée pour les barres grises et les barres de déplacement. De plus, du fait que la valeur de réactivité d'une grappe de barres grises peut être d'environ 25% celle d'une grappe de barres de déplacement, diverses combinaisons de déplacement des grappes de barres grises et des grappes de barres de déplacement peuvent donner de nombreuses valeurs de réactivité dans tout le coeur. On se référera maintenant à la figure Il. Un assem- blage combustible 32 dans lequel ne sont utilisées aucune barres de commande 80 nt aucune barres grises 82, mais dans lequel seules des barres de déplacement 40 sont utilisées dans les tubes de guidage 56, est appelé d'une façon générale: un assemblage de déplacement 90. Un assemblage combustible 32 dans lequel sont utilisées à la fois des barres de dépla- cement 40 et des barres de commande 80 (mais aucune barre grise) est appelé d'une façon générale: un assemblage de com- mande 92. De même, un assemblage combustible 32 dans lequel sont utilisées à la fois des barres de déplacement 40 et des barres grises 82 est appelé: un assemblage gris 94. Il convient de remarquer que,sur la figure 11, des 6léments 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 à 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,a l'exception que le croisillon pour les barres de commande ou les barres grises 82, ne concerne généralement qu'un assemblage combustible. De cette manière, toutes les barres de commande 80 et toutes les barres grises 82 d'un assemblage combustible donné peuvent être soulevées ou abaissées à - l'aide d'un seul mécanisme d'entraînement. En outre, du fait que chaque croisillon 58 de support de barresde déplacement peut s'étendre dans les assemblages combustibles adjacents (comme représenté dans la partie centrale de la figure 11 et daji [cifigure 4), le mouvement du croisillon 58 de support de barre de déplacement exerce une commande sur 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 individuels peuvent déplacer des barres en nombre inférieur au nombre habituel de barres, car il n'y a pas d'assemblage5combustiblesadjacents et il n'existe pas d'empla- cements84 dépourvusde barres. Les figures 7, 8 et 9 montrent une disposition de coeur dans laquelle chaque rangée ou rangée partielle est numérotée de 100 à 114 et chaque colonne ou colonne partielle est numé- rotée de 116 à 130, et comprend 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) 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 (104,120) (104,122) (104,124) (104,126) (104,128) (104,130) (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) assemblage complet de déplacement assemblage assemblage assemblage assemblage assemblage barres complet complet complet complet partiel demiassemblage de assemblage complet assemblage complet assemblage complet assemblage complet assemblage complet assemblage complet assemblage complet de commande de déplacement de commande de déplacement de commande dépourvu de 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 demi- assemblage de assemblage complet assemblage complet assemblage complet assemblage complet assemblage complet assemblage partiel de barres demi- assemblage de assemblage complet assemblage complet assemblage complet commande de déplacement de commande de déplacement de commande de déplacement de déplacement déplacement de commande de déplacement de commande (110,116) (110,118) (110,120) (110,122) (110,124) (110,126) (110,128) (112,116) (112,118) (112,120) (112,122) dépourvu (112,124) assemblage complet de déplacement (112,126) assemblage partiel de déplacement dépourvu de barres (114,116) demi-assemblage gris (114,118) assemblage complet de déplacement (114,120) assemblage partiel de commande dépourvu de barres (114,122) assemblage complet de déplacement Comme on peut le voir d'après la description ci-dessus du quart du réacteur, la configuration du coeur basée sur ce concept peut être illustrée d'une façon générale comme le représente la figure 11. Fondamentalement, on peut choisir l'assemblage combustible se trouvant au centre du noyau complet et représenté par l'assemblage combustible (100, 116) sur la fiaure 7 de manière qu'il soit un assemblage de commande 92 ou bien, de préférence, un assemblage de déplacement 90. Une fois que ce choix est effectué, on choisit les quatre assem- blages combustibles immédiatement adjacents aux faces planes de cet assemblage combustible central de manière qu'ilssoient de l'autre type et on choisit les assemblages combustibles se trouvant sur la diagonale de manière qu'is soîiotdu même type que l'assemblage central. On répète ensuite cette disposition d'une façon alternée. Par exemple, on.a choisi l'assemblage combustible central (100,116) de la figure.7 de manière qu'il soit un assemblage de déplacement 90 de sorte que les assemblages combustibles se trouvant sur ses faces planes adjacentes sont soit des assemblages de commande 92, soit des assemblages gris 94, tandis que ceux se trouvant sur la diagonale sont 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 on choisit les assemblages combustibles d'extrémité de manière qu'ils soient 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 gris94, on choisit tout d'abord le nombre et l'emplacement des assemblages de commande nécessaire en se basant sur une conception classique du coeur. Le reste des assemblages qui ne sont pas des assemblages de commande 92 sont alors utilisés commedE assemblages gris 94. On peut ainsi disposer sensiblement tout le coeur suivant une configuration alternée d'assemblagesde déplacement et d'assemblagesde com- mande ou d'assemblagesgris, pratiquement tous les assemblages combustibles étant desservis par au moins un croisillon 58 de support de barresde déplacement et chacun de ces croisillons 58 desservant généralement cinq assemblages combustibles. En outre, chaque assemblage combustible est desservi par au moins un mécanisme d'entraînement, soit de barresde déplacement, soit de barresde commande ou de barresgrises. La disposition illustrée du coeur fournit un moyen grace auquel on peut ajuster le spectre des neutrons par " dérive spectrale ' en réglant le volume du modérateur dans le coeur. On peut effectuer cette opération en déplaçant l'eau de refroidissement du coeur et en la remplaçant à certains moments appropriés afin de modifier la modération du coeur. Dans la présente invention, on peut utiliser des barres de déplacement 40 et des barres grises 82 pour effectuer cette modification de la modération. Pendant le fonctionnement, toutes les barres de dépla- cement 40 et toutes les barres grises 82 sont introduites dans le coeur 44 au début de la vie du coeur. Toutefois, aucune des barres de commande 80 ne doit être nécessairement introduite à ce moment. L'introduction des barres de dépla- cement 40 et de barresgrises82 s'effectue par la mise en mou- vement du mécanisme d'entralnement approprié tel que le méca- nisme 38 d'entraînement de barres de déplacement. Lorsque ce mécanisme est mis en mouvement, les barres de déplacement 40 et les barres grises 82 plongent dans les tubes de guidage approprié556 des assemblages combustibles 32. Les barres de déplacement et les barres grises déplacent leur volume de fluida de refroidissement (eau) -en diminuant ainsi le volume du modérateur dans le coeur 34. La diminution du modérateur durcit le spectre des neutrons du coeur et augmente la production de plutonium. Ce durcissement du spectre des neutrons est appelé d'une manière générale "dérive spectrale". Ce spectre plus dur diminue le besoin d'une compensation chimique par le bore, aboutit à un coefficient du modérateur négatif et diminue ou élimine les besoins en poison consommable. 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 leur mécanisme d'entrai- nement correspondant. Le retrait de ces barres permet l'entrée d'une quantité plus importante d'eau de modération dans la région du coeur et augmente donc la modération du coeur. En fait, cette opération a pour effet d'introduire une valeur de réactivité à un moment o l'appauvrissement du combustible provoque une diminution de la valeur de réactivité. La réac- tivité du coeur peut donc être maintenue à des niveaux appro- priés pendant un temps relativement 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 aient été retirées du coeur. En plus de l'utilisation des barres de déplacement 40 et des barres grises 82 dans le but d'une "dérive spectrale", on peut aussi utiliser ces barres à des fins de suivi de charge. Par exemple, lorsque la concentration du bore dans le fluide de refroidissement du réacteur tombe en-dessous d'environ 100 ppm, l'opération de vidange et d'introduction de borepour compenser le transitoireXénon pendant le suivi de charge peut se révéler peu pratique à effectuer. Toutefois, en retirant ou en introduisant des barres de déplacement choisies 40 ou des barres grises 82, on peut obtenir une variation appropriée de la réactivité pour compenser les tran- sitoires 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 ont 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 sont situées à des endroits du coeur différents, 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 mille (Millimile)). En d'autres termes, on peut s'attendre à une augmentation d'environ 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 O00MWJ/TU (MIW.Jouis/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 seule grappe de 41 barres de déplacement sans variation associée de la position des barres de commandecu du niveau de puissance- se traduit par une augmen- tation d'environ 1C 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 tempé- rature du modérateur, la variation de température du réfri- gérant du réacteur a tendance à compenser une partie de la variation de réactivité entrainée par le déplacement des barres de déplacement en assurant ainsi une transition régu- lière de la réactivité du coeur quand on déplace une grappe de barresde déplacement. Du fait que la valeur de réactivité d'une grappe de barresde déplacement et la valeur absolue du coefficient de température du modérateur varient dans le même sens et à des-allures fractionnées comparables en même temps que varient la concentration du boreet le rapport hydrogène/uranium dans le coeur, le changement de température par unité de déplacement des grappes de barres de déplacement est généralement indépendant de l'état du coeur durant toute la dernière partie de la durée de vie de ce coeur.- En se référant à la figure 12, et en utilisant ces - concepts pour la commande d'un réacteur, on peut choisir deux bandes 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 ces bandes. Une des bandes, la bande A, est la bande large et est choisie de manière à avoir une largeur d'environ 2,20C, c'est-à-dire 1,10C de part et d'autre du point T de réglage de température moyenne du réfrigérant du réacteur. s 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 1,70C, c'est-à-dire 0,850C de part et d'autre de la température T 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 la température du réfrigérant du réacteur se rapproche de cette limite, une sélection soit automatique, soit manuelle, et une mise en mouvement des barres de déplacement peuvent commencer pour éviter que la limite de la bande A soit atteinte. De cette manière, lorsque la température du réfrigérant du réacteur dévie vers le bas, comme par exemple durant l'accumu- lation du Xénon et comme illustré entre t0 et ti, le retrait d'une grappe particulière de barresde déplacement ou de barres grisesest déclenché. Entre t1 et t2, la grappe de barresest retirée, ce qui prend environ 15 minutes pour qu'elle soit totalement extraite. Le retrait d'une grappe de barrespermet à une quantité supplémentaire de" modérateur-eau de pénétrer dans le coeur, ce qui augmente la réactivité du coeur et se traduit par une déviation 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 recom- mence à baisser, comme illustré entre t2 et t3. Lorsque la température se rapproche de t3, il est de nouveau nécessaire de choisir 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 de barrespour éviter que la limite de la bande A soit atteinte. De cette manière, les variations de température du réfrigérant du réacteurotelles que celles dues auxtransitoiresXénonpeuvent être compensées sans réglage de la concentration du boredans le réfrigérant et tout en prolon- geant la durée de vie du coeur. De plus, pour déterminer le moment ou une grappe par- ticulière doit être déplacée, il est également nécessaire 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 fait qu'une grappe de barresde déplacement a une action sur une région plus grande du coeur que dans le cas d'une grappe de barres griseset que, du fait que les barres grises individuelles ont une valeur de réactivité différente de celle des barres de déplacement individueles,une sélection et un déplacement appropriés de diverses grappes permettent d'agir sur les niveaux de réacti- vité du coeur et sur la répartition radiale de puissance dans ce coeur. En se référant maintenant à la figure 13, on voit qu'un calculateur 100 de fraction d'attribution de puissance détermine la fraction de la puissance totale du coeur qui est attribuée à chaque assemblage combustible. On peut parvenir à ce résultat d'une manière classique en ayant recours à un nombre suffisant de détecteursde radiationsdans le coeur pour déterminer le flux local de neutronsou les amplitudes d, nivealaude puissance nucléaire. Par exemple, environ 60 assemblages combustibles peuvent être munis d'environ 5 détecteurs de radiations, tels que des détecteurs gamma. Les cinq détecteurs de radiations peuvent être espacés axialement le lona de l'assemblage com- bustible de manière qu'au total environ 300 détecteurs dans le coeur puissent fournir les niveaux de réactivité instantanée pour 60 zones du coeur. On peut communiquer ces mesures ainsi que des facteurs d'étalonnage et d'appréciation au calculateur pour déterminer la fraction d'attribution de puissance supportée par chaque zone dut coeur. En môme temps, un compila- teur 102 de conditionscourantescompile d'autres conditions du coeur telles que la concentration du bore,2la fraction hydrogène uranium, et les positions actuelles des grappes. Ces informa- tions, conjointement avec les informations provenant du calcu- lateur 100 de fraction d'attribution de puissance, sont transmises à un dispositif 104 de prévision d'effet de dépla- cement des barres de déplacement qui détermine 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 combustible particulier lors du déplacement de la grappe correspondante, est en relation avec la densité de puissance actuelle de l'assemblage combustible. Cette relation peut être exprimée comme suit: AR = m x DPA o AR= variation de réactivité de l'assemblage combus- tible par suite de l'introduction ou du retrait de la grappe correspondante (barres de dépla- cement 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 égalenent déterminé que la pente m peut aussi avoir un rapport avec la combustion nucléaire comme le montrent les chiffres suivants: Combustion nucléaire Pente, m (MEJ/TU) (pao par grappe/densité de puissanoe du bloc) 1.000 5,4 *6.000 32,8 11.000 60,0 (MWJ/TU = Mégawatts-Jours par Tonne d'Uranium, et pcm = pour cent mille (millimile)) 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: AR = 0,0054 x CN x DPA En utilisant cette relation, le dispositif 104 deprévision d'effet de déplacement peut prévoir la variation de réactivité à laquelle il faut s'attendre du fait du déplacement de la grappe correspondant à cet assemblage combustible. Cette infor- mation est ensuite transmise au sélecteur 106 de grappe. On a aussi constaté que la densité de puissance dans l'assemblage combustible particulier après retrait de la grappe peut être exprimée par la relation suivante NDP = (1,17 + 0,000033 x CN)x ADP o NDP = nouvelle densité de puissance de l'assemblage combustible ADP = ancienne densité de puissance de l'assemblage combustible CN = combustion nucléaire en MWIJ/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 information est ensuite transmise au sélecteur 106 de grappe. Un dispositif 108 de prévision de besoinmqui peut être choisi parmi ceux bien connus dans la technique est utilisé pour déterminer et transmettre au sélecteur 106 de grappe 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 réfrigérant, le niveau de la puissance, les limites de bande et des consi- dérations de points de réglage. Le calculateur de fraction d'attribution de puissance communique également au sélecteur 106 de grappe la fraction d'attribution de puissance relative à chaque assemblage combustible. Le sélecteur 106 de grappe reçoit la fraction d'at- tribution de puissance relative à chaque assemblage combustible avant un déplacement de grappe, la variation de réactivité à prévoir si une grappe est déplacée, la densité de puissance actuelle(ADP) pour chaque assemblage combustible, 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 grappe peut choisir la ou les combinaisons de déplacement de grappe: 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 de réactivité suivante et le déplacement demandé par cette dernière de façon à empêcher un déplacement de grappes qui pourrait gêner les déplacements de grappeSultérieurs. Les combinaisons choisies de grappes peuvent êt!Etransmises direc- tement à un dispositif 110 de vérification de répartition de puissance, un dispositif de lecture 112 à la disposition de l'opérateur et un dispositif 114 de commande automatique de système. Le dispositif de vérification de répartition de puissance peut vérifier les fractions de répartition de puissance prévuespar 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 grappe 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 dépla- cements (introduction ou retraits) de nombreuses combinaisons de grappesdisponiblesde barres de déplacement ou de barres grises pour commander un réacteur à eau sous pression, par exemple pendant un suivi de charge. Il est bien entendu que la description qui précède n'a été donnée qu'à titre purement illustratif et non limitatif et que des variantes ou des modifications peuvent y être apportées dans le cadre de la présente invention. REVENDICATIONS 1. Réacteur nucléaire à eau sous pression et à dérive spectrale comprenant une cuve (22) de réacteur comportant une entrée (26) et une sortie (28) pour la circulation de l'eau de refroidissement en vue d'un échange de chaleur avec un coeur (34) placé dans la cuve, une pluralité d'assemblages combustibles (32) disposés dans ledit coeur pour engendrer de la chaleur par fission nucléaire, et une pluralité d'éléments (40) de dépla- cement d'eau absorbant les neutrons lents, disposés de manière à être introduits dans lesdits assemblages combustibles (32) ou à en être extraits, caractérisé par le fait que les éléments (82) de déplacement d'eau dont la valeur de réactivité est supérieure à celle desdits éléments (40) de déplacement d'eau absorbant les neutrons lents mais est inférieure à celle des barres de commande, sont disposés dans ledit réacteur de manière à être introduits dans certains desdits assemblages combustibles (32) ou à en être extraits, lesdits éléments de déplacement (40) absorbant les neutrons lents et lesdits éléments de dépla- cement (82) absorbant les neutrons intermédiaires étant adaptés pour expulser l'eau dudit coeur (34) quand ils sont introduits dans lesdits assemblages combustibles (32) en réduisant ainsi le volume de l'eau dans ledit coeur (32). 2. Réacteur nucléaire suivant la revendication 1, caractérisé par le fait que lesdits éléments (82) de déplacement d'eau absorbant les neutrons intermédiaires consistent essen- tiellement en des barres métalliques cylindriques. 3. Réacteur nucléaire suivant la revendication 2, caractérisé par le fait que lesdits éléments (82) de déplacement d'eau absorbant les neutrons intermédiaires, sont des barres métalliques sensiblement cylindriques en acier inoxydable et à paroi épaisse. 4. Réacteur nucléaire suivant la revendication 3, caractérisé par le fait que lesdits éléments (82) de déplacement d'eau absorbant les neutrons intermédiaires sont disposés par groupe de neuf barres de manière à être introduits simulta- nément dans un seul desdits assemblages combustibles (34) ou à en être extraits. 5. Réacteur nucléaire suivant la revendication 4, caractérisé par le fait que lesdits éléments de déplacement (82) absorbant les neutrons intermédiaires sont disposés de manière à former un rarg en diagonale dans lesdits assemblages combustibles. 6. Réacteur nucléaire suivant la revendication 5, caractérisé par le fait que lesdits éléments de déplacement (82) sont disposés en croix dans lesdits assemblages (34).