La présente invention a trait d'tine façon générale à un réacteur nucléaire à supports orientant les sous-assemblages combustibles et d'une façon plus précise à un tel réacteur nucléaire où lesdits supports sont construits de façon à réaliser 5 une compensation thermique. Le nombre d'éléments combustibles utilisés pour former la région réactive d'un réacteur nucléaire est ordinairement déterminé en fonction de la masse critique nécessaire de matériau fissile, et d'autres considérations telles que la puissance de sor-10 tie voulue et les caractéristiques thermiques admissibles pour ladite région réactive. Traditionnellement les éléments combustibles sont groupés en faisceaux ou sous-assemblages, ces sous-assemblages étant eux-mêmes groupés pour former un assemblage combustible d'ensemble ou région réactive. 15 Les éléments combustibles espacés faisant partie d'un même faisceau ou sous-assemblage peuvent subir différents régimes de production de chaleur se traduisant par différentes vitesses de montée en température. D'un autre cSté des facteurs tels que fluctuations de débit dans les canaux réfrigérants adjacents, distri-2D bution non uniforme des courants de réfrigérant dans la région du coeur considérée dans son ensemble, présence de matériaux de structure adjacents, empoisonnement par xénon, et autres perturbations des courants, conduisent également au même résultat. Dans ces conditions les éléments combustibles espacés répondent par 25 des dilatations ou contractions thermiques qui sont corrélativement différentes d'un point à un autre en sorte qu'en l'absence de précautions prises pour pallier ces effets thermiques, le faisceau considéré est amené à se déformer, notamment à s'infléchir, ce qui est en général indésirable car des "points chauds" ou ré-30 gions à élévation de température extrêmement forte peuvent en résulter, et l'amovibilité des faisceaux combustibles peut en âre compromise. Un autre effet indésirable se manifeste si les éléments combustibles disposés à la périphérie se déforment de façon telle qu'ils gênent ou empêchent les déplacements des barres 25 de commande. Toutes ces difficultés rencontrées sur les réacteurs à eau bouillante et les réacteurs à eau pressurisée sont aggravés dans 71 42073 2 2115377 les réacteurs à neutrons rapides et à métal liquide réfrigérant où les écarts de température entre les différentes parties du ooecr sont encore plus importants. Les températures notablement différentes prévues dans les diverses régions d'un tel réacteur sont 5 appelées à provoquer des dilatations thermiques très différentes de l'une à l'autre de ces régions. Dans ces conditions des composants construits en un même matériau qui étaient "en ligne" à la température ambiante, ne le seront plus en fonctionnement normal du réacteur. Par exemple, les barres de commande, leurs mécahis-10 mes d'entraînement, et les tubes de guidage dans le coeur du réacteur ne vont pas demeurer parallèles si la plaque-support du coeur est esqposée à une température d'entrée du sodium d'environ 400°C, le haut des assemblages combustibles à une température de sortie du sodium d'environ 540°C, le toit sur lequel sont mon-15 tés les mécanismes d'entraînement des barres de commande étant maintenu à une température d'environ 205°C. Ce "désalignement" amène les barres de commande à se courber et à ne plus pouvoir descendre quand il en est besoin, ce qui crée de graves difficultés de commande. 20 La quantité de chaleur dégagée par le combustible est plus élevée dans l'axe du coeur et décroît de cet axe vers la périphérie. Cette décroissance du débit thermique se traduit par une décroissance corrélative de la température du combustible, des gaines et des sous-assemblages. Il existe donc une certaine région 25 du coeur qui prend du côté tourné vers l'axe du réacteur une température plus élevée qua du côté tourné vers l'extérieur, ce qui a pour effet de créer un gradient de température d'un bord à l'autre de ladite région. Ce gradient de température d'un bord à l'autre de la région provoque une dilatation non uniforme, les 30 parties les plus proches de l'axe du réacteur étant celles qui se dilatent le plus parce que les plus chaudes. Cette dilatation non uniforme amène ladite région à se courber, à s'arquer, comme on l'a déjà indiqué. Ce "fléchissement thermique" à son tour amène les sous-assemblages combustibles à se déplacer vers l'axe du 35 coeur, créant une situation instable due à concentration croissante de matériau fissile vers l'axe, ce. qui entraîne des difficultés de commande. 71 42073 3 2115377 Ces difficultés deviennent extrêmement graves si le déplacement des sous-assemblages combustibles vers l'axe du réacteur se font en une courte période de temps. Ceci peut se produire si un sous—assemblage est légèrement tordu et exerce une poussée contre 5 un sous-assemblage voisin. La force accrue de poussée va tôt ou tard surmonter la résistance de frottement existant entre les sous-assemblages, a moins qu'une vibration aléatoire ne déclanclie elle-même le mouvement. Dans de telles conditions, le sous-assemblage considéré va se courber très rapidement vers l'axe du réac-10 teur. Bien pis, une réaction en chaîne peut être provoquée telle que plusieurs sous-assemblages "sautent" l'un après l'autre. Ce déplacement des sous-assemblages vers l'axe du réacteur accroît la densité massique de métal lourd réelle d'où une croissance de la puissance, telle qu'elle peut s'élever jusqu'à un niveau dan-15 gereux. L'art antérieur s'est montré capable de réduire au minimum les difficultés causées par la dilatation non uniforme des divers composants intérieurs au réacteur par l'utilisation dans l'assemblage combustible de différentes structures-supports, à 20 la manière décrite par exemple par la demande de brevet/des Etats Unis 19 851, déposée le 4 Avril 1960, intitulée "Structure de l'assemblage combustible d'un réacteur nucléaire" et assignée à la Société demanderesse, ou encore par la demande de brevet des Etats Unis N° 19 716 déposée le 4- avril 1960, intitulée "Structu-25 res-support des éléments combustibles d'un réacteur nucléaire" et assignée à la même Société. Bien que les structures décrites par ces demandes de brevets aient été capables de pallier les difficultés causées par les écarts thermiques dans les réacteurs à eau bouillante et dans les réacteurs à eau pressurisée, on ne 30 pense pas qu'elles soient à même de résoudre les problèmes créés par les écarts de température encore plus élevés qui sont prévus . dans le cas des réacteurs à neutrons rapides à métal liquide réfrigérant. La présente invention a recours à l'emploi de matériaux de 35 coefficients de dilatation différents pour compenser les écarts variables de température se manifestant en cours de fonctionnement d'un réacteur. 71 42073 4 2115377 C'est ainsi par exemple que si un coeur de réacteur nucléaire a un toit de fermeture hermétique, une plaque-support inférieure et un dispositif formateur des faisceaux, chacun de ces trois éléments de structure supportant latéralement les barres combus-5 tibles du coeur, et si ces trois éléments de structure sont construits en un même matériau, tout écart de température entre ces éléments de structure les amène à se dilater différemment et par conséquent à faire se déformer les barres combustibles. Pour éviter ces difficultés la présente invention fait appel à des struc-10 tures-support des barres combustibles et des barres de commande, construites en matériaux différents dont les coefficients de dilatation sont choisis de façon qu'en régime permanent les dilatations finales atteintes par ces différentes structures-support, compte ienu pour chacune des conditions régnantes dans son envi-15 ronnement propre, soient équivalentes et qu'en conséquence l'alignement initial se conserve. L'invention sera mieux comprise à la lecture de la descrip -tion qui suit d'exemples de réalisation, à l'aide du dessin annexé dont la figure unique est un schéma en coupe axiale d'un réac-20 teur nucléaire. La présente invention utilise des éléments supports faits en matériaux sélectionnés en raison de leurs coefficients de dilatation différents permettant de compenser des dilatations différentes dues à des écarts de température s'établissant en cours de 25 fonctionnement d'un réacteur. Le dessin annexé est un schéma d'un réacteur nucléaire 10, montrant les positions relatives de certain de ces composants tels que toit 12 (fermeture supérieure porteuse des mécanismes d'entraînement des barres de commande 14), une plaque support inférieure de coeur 16 qui fixe les positions des 33 assemblages combustibles 18 dans le coeur, et une plaque supérieure de coeur 20, ou plaque de maintien du faisceau. Il ressort de la figure que ces divers composants du réacteur assurent le soutien latéral des sous-assemblages combustibles 18 et des mécanismes d'entraînement des barres de commande 14. Il convient cepen-35 dant de souligner que' la présente invention n'a pas à être limitée aux composants précis que l'on vient de décrire, mais qu'elle peut être appliquée à un quelconque arrangement des composants 71 42073 5 2115377 d'un réacteur qui en cours de fonctionnement fait s*établir des écarts notables de température. En d'autres termes les composants cités ci-dessus ne sont utilisés que pour illustrer les principes de l'invention, le domaine de celle-ci n'étant pas limité pour 5 autant• Des composants du réacteur tels que les supports des barres combustibles et des barres de commande sont faits en matériaux ayant des coefficients de dilatation tels que la dilatation finale, atteinte par un de ces composants dans les conditions où l'en-10 vironnement de son propre emplacement est plongé du fait du fonctionnement du réacteur, est sensiblement équivalente à la dilatation finale de chacun des autres composants du réacteur faisant office de support dans un plan parallèle à celui du premier composant considéré, au sein du réacteur, de façon qu'au total les 15 dilatations finales de ces divers composants supports soient équilibrées et que l'orientation des éléments supportés soit conservée. Cet équilibrage des dilatations finales est obtenu de la façon illustrée par l'exemple suivant. Le toit 12 est censé être 20 maintenu à 205°G, par exemple, la plaque support inférieure de coeur 16 à 400°C et la plaque supérieure de coeur 20 à 540°G. Ces températures sont celles que l'on prévoit dans le cas de certains réacteurs à mentions rapides. On se sert alors de l'équation suivante pour calculer la dilatation linéaire E subie par 25 chacun des composants supports rapportée à l'unité de longueur E - où est le coefficient de dilatation linéaire facile à trouver dans une table préétablie de constantes physiques l'élévation de température subie par le composant consi— 30 déré entre d'une part la température ambiante ou celle à laquelle le parallélisme des éléments supportés à été réalisé et d'autre part la température prise par ledit composant en cours de fonctionnement du réacteur. On peut ensuite déterminer la nature des différents maté-35 riaux à utiliser pour constituer les composants-supports un à un, si l'on a choisi au préalable le matériau à utiliser pour la construction de l'un desdits composants. Ce choix est arbitraire 71 42073 6 2115377 et n'est limité que dans la mesure où il permet de satisfaire les choix concernant les autres composants. On suppose par exemple que l'on a spécifié l'acier inoxydable àe nuance dite "304" comme matériau à utiliser dsp.s la construction du toit 12. Le coefficient de dilatation (0( ) de ce matériau trouvé dans des tables est de 18 x 10 m/m. L'écart de température correspondant (Tg-^) est (205-21). L'équation (1) donne dès lors E = 18 x 10"6(205-21)/y 3300 x 10~6 ~ 0,0033 m/m Pour que la dilatation de la plaque-support inférieure 16 s'équilibre avec celle du toit 12, on utilise d'une part la valeur trouvée E pour cette dilatation par unité de longueur et l'écart de température correspondant à la plaque 16 qui est (400-21). L'équation (1) donne alors E - o( (T2 - ®1) « 3300 x 10*6 « (400-21) d'où oi y ??00^10~6 8,75 * 10~6 Partant de ce coefficient de dilatation linéaire on consulte les tables de coefficients et on choisit un matériau ayant tin coefficient de l'ordre de 8,75 x 10 ainsi que les autres caractéristiques nécessaires pour construire la plaque-support inférieure 16. On trouve ainsi que le vanadium ayant un coefficient de dilatation linéaire de 9,0 x 10 peut convenir. On applique la même méthode pour sélectionner le matériau à utiliser pour la construction de la plaque-support supérieure de coeur 20 E - (Œ2 - T1) - 3300 x 10~6 - (538-21) d'où CX ~ ??0°^10 6 ^ x 1q-6 Le molybdène est un exemple de matériau qui répond à peujrès à cette condition avec un coefficient de dilatation linéaire de 5^75 X10"6. Si l'orientation initiale des éléments supportés s'est faite à chaud pour une charge de sodium à une température de 205°0 et un toit 12 rapporté à la température ambiante, le toit 12 en acier inoxydable subit finalement une dilatation spécifique qui cfemeure 71 42073 7 2115377 de 3300 x 10-6 m/m. En ce qui concerne la plaque-support inférieure, on doit avoir 01 - ?l00-205° 6 ^ 17'° x 10"6 5 On peut donc utiliser aussi l'acier inoxydable nuance 304 à coef- —6 ficient de dilatation de 18 x 10 pour faire la plaque-support inférieure 16. En ce qui concerne la plaque-support Supérieure, on doit avoir oi 10 - 540-205 - lu On peut donc utiliser le vanadium à coefficient de dilatation de 9,0 x 10 pour faire la plaque-support supérieure 20. En dehors de l'équilibrage des dilatations finales permettant de conserver l'orientation des éléments supportés, la pré-15 sente invention permet de réduire l'intervalle entre sous-assemblages combustibles 18 là où se produit un certain désalignement thermique. Il faut qu'un certain intervalle nominal existe aux températures de rechargement (environ 205°C) pour qu'on puisse enlever et insérer les sous-assemblages 18. Cet intervalle peut 20 être pris d'environ 0,75 111111 pour des sous-assemblages combustibles 18 d'environ 127 mm de largeur, les composants structuraux de chaque sous-ensemble étant en acier inoxydable nuance 304. Si donc un intervalle de 0,75 11111 existe à 205°C, il va se réduire dans les conditions de fonctionnement ainsi qu'il suit. 5 La variation de largeur A W d'un sous-assemblage combustible 18 a pour valeur AW = ot (T2 - T1) W (2) où est le coefficient de dilatation linéaire du matériau constitutif du sous-assemblage 18 3D ®2"~^1 1 'élévation de température entre d'une part la température de chargement (environ 205°0) et la température atteinte par le sous-assemblage 18 au cours du fonctionnement du réacteur (c'est-à-dire 540°C). W la largeur du sous-assemblage 18 35 L'équation (2) donne dès lors Aw= (T2-T1) w = 18 x 10*"6 (540-205) X 127 a 0,75mm La variation d'espacement A S entre sous-assemblages 18 est 71 42073 8 2115377 ensuite calculée à l'aide de l'équation AS » où est le coefficient de dilatation linéaire du matériau constitutif de la plaque-support supérieure de coeur 20, dilatation ^ qui a pour effet de modifier l'espacement des sous-assemblages combustibles 18 (on suppose dans le présent exemple que ladite plaque supérieure 20 est en vanadium)„ l'élévation de température subie par ladite plaque supérieure de coeur (540-205) 10 e"fr S est l'entraxe des sous-assemblages combustibles à la température de chargement (environ 127 œm). L'équation (3) donne dès lors As « ) S - 9,0 x 10~6 (400-205)x127 - 0,213mm L'intervalle entre sous-assemblages combustibles en régime 15 courant de fonctionnement devient nouvel intervalle « intervalle à la température de chargement 4w + zys - 0,75 - 0,75+ 0,213 « 0,213 mm Ainsi la réduction de l'intervallè entre sous-assemblages 20 combustibles 18 diminue la valeur du fléchissement qui peut s'établir de 0,75 111111 à 0,213 Par sous-assemblage 18. Si l'intervalle entre sous-assemblages 18 est réduit comme on vient de l'indiquer, les difficultés créées par des mouvements par brusques sauts sont réduites dans la même proportion» 71 42073 9 2115377 HEVEKDICAÏIOKS 1. Réacteur nucléaire comportant une cuve verticale, un coeur intérieur à ladite cuve et formé d'un certain nombre d'assemblages de barres combustibles allongées ainsi que d'éléments ^ de commande du coeur, enfin un certain nombre d'éléments coopérant avec ladite cuve pour supporter lesdites barres combustibles et lesdits éléments de commande au sein de la cuve, caractérisé en ce que chacun desdits éléments-supports est construit en un matériau tel que la dilatation finale dans les conditions de son 10 environnement propre en régime de fonctionnement est sensiblement équivalente à celle de chacun des autres éléments-supports, dans des plans parallèles au sein de la cuve du réacteur, de façon que ces dilatations finales s'équilibrent et qu'en conséquence l'orientation des éléments supportés soit conservée. 15 2. Réacteur nucléaire selon la revendication 1, caractérisé en ce que lesdits éléments-supports comprennent une couverture s'étendant transversalement d'un bord à l'autre de la cuve pour la fermer hermétiquement, une plaque-support inférieure et une plaque-support supérieure, supportant toutes les deux le coeur 20 et s'étendant transversalement au-dessous et au-dessus de lui. 3. Réacteur nucléaire selon la revendication 2, caractérisé en ce que ladite couverture, ladite plaque-support inférieure et ladite plaque-support supérieure sont construites en des matériaux dont les coefficients de dilatation sont équivalents à ceux de 25 l'acier inoxydable nuance dite 304, du vanadium et du molybdène respectivement. 4. Réacteur nucléaire selon la revendication 2, caractérisé en ce que ladite couverture et laditB plaque-support inférieure d'une part, ladite plaque-support supérieure d'autre part, sont 30 construites en des matériaux dont les coefficients de dilatation linéaire sont équivalents à ceux de l'acier inoxydable nuance dite 304 et du vanadium respectivement.