Réacteur nucléaire La présente invention concerne les réacteurs nucléai- res et elle a trait en particulier b des réacteurs dans les- quels le fluide caloporteur ou réfrigérant du coeur est porté à une température élevée. Ces réacteurs seront appelés dans le présent exposé s les réacteurs à haute température* Le fluide caloporteur dans un réacteur à eau pressurisée se trouve à une température comprise entre 2600C et 3160C. Dans les réacteurs à haute température, le fluide caloporteur se trouve b des températures comprises entre 9820C et 12040Ce Bien que la présente invention soit applicable unique- ment à des réacteurs à haute température refroidis par un gaz, elle peut aussi être appliquée à des réacteurs b eau ordinaire sous pression (PWR), b des réacteurs à eau ordinaire bouillante (BWR) et b des réacteurs à eau lourde. Dans la mesure o la pré- sente invention peut ainsi être mise en oeuvre, toute applica- tion précitée entre dans le cadre de cette invention. En dehors de l'avantage que les réacteurs à haute température présentent du fait de leur meilleur rendement ther- modynamique, de tels réacteurs sont d'un intérêt particulier dans une utilisation pour obtenir de l'énergie sous tempéra- tures élevées pour des processus chimiques, comme par exemple les grandes quantités d'énergie demandées par la production synthétique de méthane, de menthanol et d'essence ainsi que la production de grandes quantités d'hydrogène pour la synthèse des carburants à partir de l'hydrogène et du carbone. Ces réac- teurs comprennent, de façon caractéristique une matière fissile tel que de l'uranium enrichi en U-233 ou U-235 ou du plutonium enrichi en PU-239 ou PU-241 ou des mélanges d'isotopes fissi- les d'uranium et de plutonium avec une matière fertile. La matière fertile peut être Th-232 ou U-238* Lorsque le réacteur fonctionne, une certaine quantité de matière fertile est trans- formée en matière fissile, Selon la conception du réacteur, une quantité plus ou moins grande de matière fissile "brûlée" com- plètement est obtenue à partir de la matière fertile. - 2 - L'uranium naturel dont on dispose dans l'industrie nucléaire existe en quantité limitée* Il est donc souhaitable que du combustible puisse être obtenu par retraitement du com- bustible épuisé et que le réacteur ait un rendement aussi élevé qu'il est possible dans la pratique (c'est-à-dire que l'énergie produite par unité de quantité de matière fissile détruite soit maximale)o Il est souhaitable que le combustible des réacteurs à haute température dont il est question ici, lorsqu'il est épuisé, se prête de lui-même facilement à un retraitement. Il est souhaitable de réaliser un réacteur, particu- lièrement approprié à la production d'énergie sous températu- res élevées pour des processus qui demandent de très grandes quantités d'énergie, ce réacteur devant fonctionner, en pré- sentant un bon rendement, avec des combustibles qui se prêtent d'eux-mêmes facilement à un retraitement. Les réacteurs typiques qui fournissent des fluides, habituellement des gaz, sous hautes températures sont le réac- teur Général Atomique HTGR (réacteur à gaz à haute température) et le réacteur Vestinghouse VHTR (réacteur à très haute tempé- rature). Le réacteur HTGR est décrit dans l'ouvrage G -A13158, General Atomies - "High Temperature Nuelear Heat Study" (12 décembre 1974). Dans ce réacteur, le combustible se pré- sente sous la forme d'éléments prismatiques à l'intérieur des- quels sont mélangées des particules fissiles et des particules fertiles. Le réacteur VUTR est décrit dans l'ouvrage W NL 2445-1, "The Very High Temperature Reactor For Process Heat", ouvrage qui est un rapport technique et économique. Dans ce réacteur, les particules fissiles et les particules fertiles se trouvent dans des tubes séparés. Le retraitement du combus- tible épuisé de ces réacteurs présente des problèmes de re- traitement difficiles à résoudre. De plus, ces réacteurs exi- gent une surréactivité initiale élevée. Cette réactivité doit être absorbée par des poisons ou des produits chimiques de modération et cette absorption entraîne une diminution sérieuse du rendement. Dans le brevet U.S, NO 3 464 883, on a décrit un réacteur dans lequel on fait passer des billes ou perles de matière fissile et de matière fertile lentement à travers la zone de chauffage du coeur. Il est dit dans ce brevet que les billes ont 0,2 h 2 mm et, de préférence, 0,2 à 0,7 mm de dia- mètre. Les billes traversent des conduits se trouvant dans le coeur. Il est indiqué que la section la plus petite du conduit est égale à quatre fois le diamètre des billes, c'est_-ndire que cette section est comprise entre 0,8 et 8 mm. Le brevet USe NO 3 470 843 décrit un réacteur dans lequel le combustible est une pâte d'une matière fissile dans un métal alcalin ou du bismuth ou encore du gallium, La pLte est obtenue à partir d'une bouillie que des pompes font sortir par les ouvertures de tubes dans lesquels la pâte est contenues Il est difficile et peu commode de manipuler le combustible dans les réacteurs des brevets Nos. 3 464 883 et 3 470 843, à la fois pendant que le combustible fournit de l'énergie et après qu'il est épuisée De plus, le retraitement du combustible épuisé soulève des problèmes chimiques et physiques sérieux. Il existe également ce que l'on appelle un réacteur AVR à lit de boulets dans lequel des corps habituellement sous la forme de grosses sphères ou boulets se déplacent à faible vitesse à travers le coeur en produisant de la chaleur au fur et à mesure qu'ils se déplacent. Les réacteurs de ce type sont décrits dans s "High Temperature Reactor Por Process Heat Application", Nuelear Engineering and Design, NO 34, 1975 (Numéro Spécial) ; dans un article intitulé "HHT Demonstration Plant* par E. Armat et al. $ dans le compte rendu de la Confé- rence ENC-79 de l'European Nuclear Society; dans les brevets US. Nos, 3 336 203 et 3 971 444. Les sphères sont des boulets de graphite contenant des billes de matièrerfissile et fertile. Les boulets ont un diamètre d'environ 6 centimètres, c'est-h- dire que leurs dimensions sont un peu plus grandes que celles des balles de ping-pong. Comme décrit dans le brevet U.S. pré- cité NO 3 971 444, chaque boulet peut comprendre une enveloppe -4extérieure en graphite autour d'une masse de graphite dans laquelle sont noyées les particules ou billes fissiles et fer- tiles. De façon caractéristique, le diamètre des billes est de 0,3 à 0,4 mm. La masse des billes fissiles (de U-235 enrichi b 93 %) est d'environ 10 % de la masse des billes fertiles (U-238). Il a été indiqué que les réacteurs de ce type chauf- fent le gaz caloporteur jusqu'à environ 9820C et qu'ils ont été utilisés pour produire du gaz hydrogène en grandes quantités. Les boulets de combustible épuisé provenant du réac- teur à lit de boulets peuvent être manipulés facilement pendant leur utilisation dans le coeur ainsi que pendant le retraite- ment. Toutefois, la présence de matière fissile transformée dans les boulets épuisés introduit des complications dans l'o- pération de séparation. De plus, la masse des boulets de cou- bustible est importante. Par ailleurs, du fait que les boulets contiennent de la matière fertile, l'efficacité des barres de commande n'est pas maximale. Un objet de la présente invention est de remédier aux inconvénients décrits ci-dessus que présentent les réacteurs nucléaires de la technique antérieure et de permettre d'obtenir un réacteur à haute température qui demande une surréactivité initiale minimale et dont les éléments combustibles peuvent être facilement manipulés et constituent une faible partie de la masse du réacteur, ces éléments, lorsqu'ils sont épuisés, pouvant être retraités facilement" Dans ce réacteur, les barres de commande ont une efficacité élevée. Selon un mode de réalisation préféré de la présente invention, on obtient un réacteur nucléaire dont le coeur com- prend un lit de matière fertile avec des trous formés le long de ce lit. Les éléments fissiles sont déplacés h travers les trous à une faible vitesse. Lorsque la matière fissile se trouve dans les trous, ces trous pour le transport de la ma- tière fissile sont appelés "spikesn dans la technique anglo- saxonne. Chaque élément fissile se présente sous la forme d'un corps ou matrice d'un modérateur en une matière absorbant les - 5 - neutrons lents, comme par exemple le graphite, dans laquelle des billes ou perles de matière fissile enrichie en U-235 ou U-233 sont noyées. Les billes sont réparties uniformément dans la totalité de chaque corps. De façon caractéristique, la masse de matière fissile dans chaque corps est d'environ 1 ou 2 grammes et l'enrichissement des billes est d'environ 8 à 93%. Les corps se présentent, de façon caractéristique, sous la forme de boulets ayant un diamètre d'environ 60 mm et peuvent être manipulés facilement. Le volume de chaque bille est fai- ble par rapport au volume du corps ou boulet. La relation entre la masse de l'agrégat ci-dessus de billes à l'intérieur de chaque corps et le volume de ce corps est tel que chaque corps est sous-critique du point de vue nucléaire. Le lit sert de matrice à l'intérieur de laquelle sont noyés des tubes de ma- tière fertile. La taille de chaque corps est notablement plus faible que la dimension de section droite des trous ménagés dans le réacteur et à travers lesquels passent lesdits corps. Ces corps sont groupés de façon serrée dans les ouvertures. La masse de l'agrégat de billes dans les corps se trouvant dans le réacteur est calculée par rapport h l'absorption de neutrons et à la fuite de neutrons de telle manière que le réacteur soit critique du point de vue nucléaire. Chaque trou comporte une entrée par laquelle sont introduits les corps et une sortie par laquelle les corps sortent des trous et, de là, quittent le réacteur. L'ouverture de sortie pour chaque trou comporte une porte destinée à commander le débit des corps sortant du trou. Les corps se déplacent à travers le réacteur de manière telle que leur matière fissile s'épuise à une allure réglée en un seul passage a travers le réacteur. Les barres de commande s'étendent dans des tubes se trouvant dans les ouvertures du lit. Chaque barre est séparée des corps combustibles par le tube de sorte qu'elle peut se dé- placer librement et n'est pas gênée par les corps combustibles. Le retraitement du combustible épuisé se trouve faci- lits par rapport au réacteur à lit de boulets de la technique antérieure car la masse à retraiter dans le réacteur selon la présente invention est sensiblement plus faible que dans le cas du réacteur à lit de boulets. La matière dans ce der- nier comprend non seulement le combustible fissile épuisé mais également la matière fertile et la matière transformée. Ceci est également valable pour le réacteur du brevet 3 464 883. Dans le cas d'autres types de réacteurs, le retraitement exige l'enlèvement des gaines avec leur contenu. Les éléments ferti- les du lit du réacteur selon la présente invention ne demandent à être retraités qu'à des intervalles de 5 à 10 ans. Comme le réacteur à lit de boulets, le réacteur selon la présente inven- tion n'exige aucune surréactivité notable au début du fonction- nement car le combustible est renouvelé d'une façon continue. Un autre aspect avantageux de la présente invention réside dans le fait que les barres de commande sont entourées par les boulets fissiles; ceci augmente l'efficacité de ces barres dans le réglage de la réactivité. On va décrire de façon plus détaillée ci-après la présente invention en se référant aux dessins annexés, sur lesquels s - la figure 1 est une vue en perspective d'un réac- teur nucléaire selon un mode de réalisation préféré de la présente invention, une partie de la paroi ayant été arrachée pour montrer les parties internes; - les figures 2k et 2B forment ensemble une vue en perspective montrant une pile d'éléments qui forment un com- posant du réacteur représenté sur la figure 1 ainsi que les parties associées du réacteur; - la figure 3 est une vue en perspective d'un élément intérieur typique d'une pile du lit; - la figure 4 est une vue en perspective d'un élément supérieur d'une pile du lit; - la figure 5 est une vue en perspective d'un élément inférieur d'une pile du lit g - les figures 6A, 6B, 6C forment ensemble une vue partielle en coupe longitudinale montrant la disposition mutuelle des éléments fissiles et fertiles; - la figure 7 est une rue en coupe montrant un élément combustible fissile utilisé dans le réacteur de la figure 1; - la figure 8 est une vue en coupe mentrant une bille de combustible fissile utilisée dans le réacteur de la figure - la figure 9 est une vrue en élévation latérale par- tiellement en coupe montrant une barre de commande utilisée dans le réacteur de la figure 1; et - la figure 10 est une vue en élévation latérale mon- trant un élément fertile utilisé dans le réacteur de la figure l. L'appareil représenté sur la figure 1 est un appareil de réaction nueléaireo Cet appareil comprend un caisson 21 en béton armé monté sur une semelle 23 en béton armé. A lîint6- rieur du caisson se trouve un réacteur nucléaire comprenant une enceinte de pression ou cuve 25 contenant le coeur 27 ainsi que les autres équipements internes de l'appareil 20 de réaction nucléairee Le coeur comprend un lit formé par des piles 31 de prismes 33 étroitement serrées les unes contre les autresc De façon caractéristique, chaque prisme 33 est hexagonal.sa sec- tion ayant la forme d'un hexagone régulier0 Sauf sur lex%é rieur du lit, les c8tés des prismes de chaque pile 31 portent contre les c8tés de six piles adjacentes 31 et ont les mmxes dimensions que ees cotéso Les prismes 33 sont done blequés mutuellement à l'intérieur du lit, Les rangées supérieures et inferieures do prismes 33a (figures 1, 4) et 33b (figures 1" 5) et les prismes 33e (figure 1) des piles périphériques servent de réflecteurs do neutrons et ont par conséquent une construction différente de celle des prismes 33d à 33f (figure 2A) qui se trouvent A l"intérieur de la structure du coeur0 Chaque prisme 33d (figures 1, 2, 3 et 6) - 8est composé de graphite. Sa hauteur est d'environ 86 cm et la distance entre deux arêtes ou sommets constitutifs est d'environ 107 cm. Le prisme comporte une pluralité de trous 35 de grand diamètre et une pluralité de trous 37 de petit diamètre s'éten- dant parallèlement à son axe entre ses bases. Il comporte aussi un trou central ou trou axial 38. Les trous 35 de grand diamètre sont dimensionnés de manière à recevoir les corps combustibles 43 qui, de façon caractéristique, ont un diamètre d'environ 60 mm. De façon caractéristique, ces trous 35 ont un diamètre d'environ 18 ou 20 cm. Les trous 37 ont un diamètre légèrement plus grand que 2,5 cm. Le trou 38 a un diamètre d'environ 15 cm. Un tube 39 est suspendu à des supports radiaux opposés 41 coaxialement à chaque trou 35 des prismes qui sont montés dans la partie supérieure du coeur 27. De façon caractéristique, les tubes 39 doivent avoir un diamètre intérieur d'environ 2 cm ainsi qu'une épaisseur convenable. Les supports 41 doivent être dimensionnés de manière à ne pas gêner le passage des corps 43. Dans un mode préféré de réalisation de la présente invention, on ne prévoit aucun tube 39 dans les prismes 33 montés dans la région inférieure du coeur à moins que les barres de commande ne pénètrent dans cette région. Les tubes 39 suspendus dans les prismes inférieurs extrêmes 33f (figure 6C) jusqu'auxquels pénètre la barre de commande 45 sont pourvus chacun d'un élé- ment de fermeture 48. L'élément de fermeture 48 comporte des ouvertures 50. Il n'est pas indispensable que les barres de commande 45 pénètrent jusqu'aux prismes 33f juste au-dessus des prismes 33b. En fait, comme le réacteur 20 exige un minimum de surréactivité initiale, il suffit que les barres de commande ne pénètrent que dans quelques prismes à partir du sommet. Les tubes 52 sont disposés dans les ouvertures 37 des prismes intérieurs 33d à 33f. Ces tubes 52 (figure 10) sont composés de graphite imprégné uniformément de matière fertile. Les tubes 52 ont, de façon caractéristique, un diamètre exté- rieur de 25,4 mm et un diamètre intérieur de 12,9 mm. Ils sont maintenus en place dans les trous 37 par des rondelles 54 - 9 - (figures 2B, 6 ) et s'étendent à partir du fond de chaque trou. Les prismes 33a de la rangée supérieure (figures 1, 29 4 et 6) sont semblables aux prismes 33d sauf qu'il n'y a pas de tubes fertiles 52 dans les trous 37e Ces prismes 33. servent de réflecteurs de neutrons. Comme dans le cas du prisme 33d, les trous 35 plus grands sont dimensionnés de manibre b loger facilement les corps 43 dans lesquels sont noyées les billes fissiles. Les supports radiaux 41 sont dimensionnés de manière à ne pas gêner le passage des corps 43. Les trous 37 plus petits acheminent de grandes quantités de caloporteur à travers les prismes. Le trou central 38 sert à recevoir des appareils de manipulation pour manipuler chaque prisme au moment oh on l'enlbve de la structure ou on le remplace par cette structure, Les parois extérieures des tubes 39 servent à empocher les corps 43 de pénétrer dans les tubes 39 et d'obstruer le passage des barres de commande 45. Il n'est pas indispensable que chaque prisme inférieur 33b (figures 1, 2, 5 et 6) comporte les trous 37 mais il est obligatoire qu'il comporte les trous 35. Dans la mise en oeuvre pratique de la présente invention, le prisme inférieur 33b ne comprend pas le tube central 39 dans les trous 35. De plus, chaque trou 35 du prisme inférieur 33b comprend une porte 51 servant k commander la sortie des corps 43 du réacteur 20f* Le trou 35 du prisme inférieur 33b comporte un élément de fermeture 53 qui est incliné vers l'intérieur et qui comporte un trou axial ayant un diambtre tel que les corps 43 puissent sortir un par un (ou à une cadence supérieure si on le désire) par gravité. La porte 51 comprend un élément 55 dont les côtés sont inclinés pour correspondre à l'inclinaison intérieure de l'élé- ment de fermeture 53. L'élément 55 peut être réglé vers le haut ou vers le bas pour augmenter ou diminuer les dimensions du passage 57 entre ses côtés et l'élément de fermeture 53 de manière qu'un nombre plus grand ou plus petit de corps 43 par unité de temps traverse l'ouverture de la base, - 10 - Les prismes périphériques 330 (figure 1) sont similai- res aux prismes 33d sauf qu'ils ne comportent que les trous 37. Ces prismes 33c ne comportent ni les trous 35 et leurs tubes 39 ni les tubes 52 de matière fertile dans les trous 37. Ces pris- mes principaux servent de réflecteurs. Dans la construction du coeur, les prismes 33a, b. ce d, e et f sont calés mutuellement de sorte que les trous 35 et 37 s'étendent d'un bout à l'autre de l'empilement et les élé- ments fertiles 52 s'étendent sur la même longueur. Les tubes 39 ont également la même longueur. Les trous 35 et 37 sont, de façon typique, répartis uniformément sur la totalité des pris- mes. De façon caractéristique, le nombre des trous 37 peut étre d'environ 400 et celui des trous 35 d'environ 20. Au lieu d'élé- ments fertiles séparés 52, la matière fertile peut Otre répartie dans la totalité de la matrice 31 bien que l'utilisation de tubes fertiles puisse faciliter le retraitement. Au-dessus du coeur 27, à l'intérieur de la cuve de pression 25 se trouve une chambre de pression 61 pour le calo- porteur. De façon caractéristique, le caloporteur est de l'hé- lium mais d'autres gaz tel que le gaz carbonique peuvent aussi servir de caloporteur. A l'extérieur de la cuve 25 mais à l'intérieur du cais- son 21, l'appareil 20 de réaction nucléaire comprend une plura- lité d'échangeurs de chaleur 63 et 65. Une pluralité d'échangeurs de chaleur 63 et une pluralité d'échangeurs de chaleur 65 peu- vent être répartis le long de la périphérie extérieure de la cuve 25. Chaque échangeur de chaleur 63 et 65 comporte des con- duits primaires (non représentés) qui acheminent le caloporteur à travers un circuit fermé de façon étanche. Le caloporteur cir- culant dans les conduits primaires chauffe. le caloporteur circu- lant dans les conduits secondaires (non représentés). Le calo- porteur très chaud arrivant des conduits secondaires est trans- féré à l'appareil de traitement auquel l'appareil réacteur 20 fournit de l'énergie par l'intermédiaire des tuyaux de sortie 67. Le caloporteur secondaire froid est renvoyé aux conduits - 11 - secondaires par des tuyaux d'entrée 69. Une turbine 71 et un circulateur 73 sont associés k chaque échangeur de chaleur 63. Chaque turbine 71 est raccor- dée aux conduits (non représentés) de l'échangeur associé 63 et est entranéapar le caloporteur primaire qui s'écoule Z travers ces conduitso La turbine 71 entraYne le circulaetour associé 73. Dans une variante, chacune ou quelques=une des turbines 71, peut ou peuvent être remplacée(s) par un moteur électrique alimenté par l'électricité engendrée dans l'appa- reil 20 de réaction nucléaireo Le caloporteur primaire est transféré de manière à entraîner chaque turbine 71, comme re- présenté par les flèches 75 (figure 1)p et pénètre dans le circulateur 73. Le caloporteur primaire est envoyé par Io cir- culateur dans la chambre de pression 61, comme représenté par les flèches 77. A partir de la chambre de pression, le cal- porteur primaire s'écoule à travers les trous 35 et 37 et lea tubes 39, comme représenté par les flèches 79 (figure 4). Le caloporteur primaire est chauffé par le réacteur nucléaire dans les trous 35 des prismes 33 et est renvoyé par l'intermé- diaire des conduits primaires (non représentés) aux échangeurs de chaleur. Une turbine 81, un générateur électrique 85 et un compresseur 83 sont associés à chaque échangeur-de chaleur 65. Le caloporteur primaire prevenant de la chambre de pression 61 -25 s'écoule par l'intermédiaire des trous 35 et 37 et des tubes 39 à travers le coeur 27 et est chauffé. Le caloporteur pri- maire très chaud est acheminé par un conduit central 82 de l'échangeur de chaleur 65, cemme représenté par les flèches 84, jusqu'à la turbine 81 et entraîne cette turbine. La tur- bine 81 entraPne le générateur 85 et le compresseur 83 par l'intermédiaire d'engrenages et d'arbres (non représentés). Le générateur 85 fournit l'énergie électrique a l'appareil de traitement alimenté par l'appareil et subvient aussi aux besoins internes de l'appareil 20, comme représenté par les flèches 86. Le caloporteur primaire provenant de la turbine 81 est acheminé - 12 - vers le bas à travers des conduits intermédiaires (non repré- sentés) de l'échangeur de chaleur 65. Ces conduits intermé- diaires (non représentés) sont en relation d'échange thermique avec les conduits secondaires (non représentés) de l'échangeur de chaleur 65. Le caloporteur primaire résultant, refroidi et détendu, s'écoule vers le haut, à travers l'espace annulaire (non représenté) entre les conduits intermédiaires et l'enve- loppe extérieure de l'échangeur 65 jusqu'au compresseur 83. Le compresseur 83 comprime le caloporteur primaire et le renvoie à la chambre de pression 61 pour une autre circulation, comme représenté par les flèches 87. L'appareil 20 de réaction nucléaire comprend une plu- ralité de barres de commande 45 qui pénètrent dans les tubes 39. Des moyens 41 pour entraîner les barres 45 s'étendent vers le haut depuis le caisson 21 (figure 1) et sont entraînés par l'intermédiaire de barres d'entraînement 93. Les barres 45 de chaque pile 31 sont accouplées mutuellement (figure 2) et s'étendent k partir d'éléments d'accouplement 95 fixés à une barre d'entraînement associé 93. En cas d'arrêt d'urgence, les barres de commande 45 pénètrent dans les tubes 39 sous l'effet de la pesanteur. Les barres de commande 45 sont mises en posi- tion par un dispositif d'entraînement extérieur (non représen- té). Ce dispositif d'entraînement attaque les barres d'entraî- nement 93 et est mis en fonction lorsque survient un arrêt d'urgence. Une barre de commande typique 45 est représentée sur la figure 9. Cette barre 45 est constituée par un long élément cylindrique creux sur toute une partie (la partie inférieure) de sa longueur. La barre comporte, à son extrémité inférieure, un bout effilé 101 et, à son extrémité supérieure, un embout 103 adapté pour être couplé au dispositif d'accouplement 95. L'extrémité inférieure de l'espace creux 105 contient des pas- tilles d'une matière 107 absorbant les neutrons, par exemple du B4C, ces pastilles étant maintenues en place par un ressort 109. - 13 - Un chtteau de transfert 111 destiné à transférer les prismes 33 s'étend vers le haut depuis le caisson 21. Le cht- teau de transfert 111 communique avec une machine de manuten- tion qui fonctionne de manière h enlever et/ou remplacer les prismes 33. L'appareil 20 de réaction nucléaire comporte un con- duit 121 (figure 1) d'entrée d'éléments combustibles, ce con- duit pénétrant dans la cuve de pression 25 au sommet de celle- ci. Ce conduit d'entrée 121 est raccordé à la chambre de pres- sion ou plenum 123 (figure 2) pour éléments combustibles qui fournit les corps combustibles 43 aux trous 35 par l'interné- diaire des guides 124. Les boulets arrivent d'une trémie (non représentée) à travers des tubes 121 (figure 1) et 123 (figure 4). Les tubes 121 et 123 doivent être légèrement inclinés vers le bas de manière que les boulets fissiles 43 avancent par gravité. Le plenum 123 et les guides 124 sont disposés de ma- nière L être dégagés des barres de commande 45. Une sortie 125 d'éléments combustibles est raccordée de manière h recevoir les corps 43 provenant d'un plenum 127 avec lequel les ouver- tures 129 des prismes 33b communiquent. Les corps combustibles 43 circulent à travers les trous 35, les ouvertures 129 et la sortie 125 à une vitesse réglée. La masse du combustible dans les corps combustibles du réacteur est calculée par rapport à l'absorption de neutrons et à la fuite des neutrons du réacteur de telle manière que le réacteur soit critique. Chaque corps 43 (figure 7) comprend, de façon caracté- ristique, une sphère de graphite pyrolytique dans lequel sont noyées des billes ou perles 141 de combustible nucléaire fis- sile. Chaque bille (figure 8) comprend un coeur fissile 143 revêtu d'une couche 145 de graphite. Le revêtement 145 est en- fermé dans une couche expansible 147 de graphite pyrolytique. Sur l'extérieur se trouve une couche 149 de graphite pyroly- tique. Le diamètre de ces billes ou perles 141 est compris entre 0,3 et 0,4 mm. Il est entendu que la description qui précède n'a été - 14 - donnée qu'à titre purement illustratif et non limitatif et que des variantes et des modifications peuvent y tre apportées dans le cadre de la présente invention; - 15 - REVENDICATIONS 1. Réacteur nucléaire comprenant un coeur (27) compor- tant une pluralité de conduits (39) pour barres de comande et des barres de commande (45) pouvant se déplacer axialemoent dans lesdits conduits, caractérisé par le fait que le coeur comprend un lit (31) contenant une matière nucléaire fertile et'compor- tant une pluralité de trous (35) qui y sont fermés$ lesdits trous s'étendant sur la longueur dudit lits, chaque trou eomper- tant une entrée (38) et une sortie (51) 1le réacteur étant ali- menté en combustible par une pluralité de corps combustibles fissiles séparés (43) disposés l intérieur de chacun desdits trous, chaque corps précité oeemprenant une masSe de matière modératrice de neutrons présentant une faible section dreite d'absorption de neutrons, dans laquelle sent noyées des billes (141) de matière fissile, le volume do chacune desdites billes étant faible par rapport au volume du corps dans lequel cette bille est noyée, le rapport entre la masse dtagrégat de billes se trouvant dans chaque corps et le volume dudit corps étant tel que chaeun desdits corps est soes-critique du point de rvue nucléaire, lesdits corps eombustiblesz étant introduits dans chaque trou par l'entrée de celuiai en vue de leur déplacement progressif à travers ledit trou et de leur évacuation ult- rieure de ce trou par la sortie do celui-ci la masse den billes de l'agrégat de corps se trouvant dans lesdits trous du lit précité étant calculée de manière telle par rapport à l'absorp- tion de neutrons et à la fuite de neutrons dudit réacteur que ce réacteur soit critique0 2, Réacteur suivant la revendication 1, caractérise par le fait que les trous sont verticaux, l'entrée se trouvant au sommet de chaque trou et la sortie se trouvant h la base de chaque trou, de sorte que les corps circulent à travers le réacteur sous tl'effet de la gravitéo 3. Réacteur suivant les revendications 1 ou 2, carac- térisé par le fait que la sortie est formée de manière éta- blir la cadence de décharge des corps hors de chaque trou à une valeur prédéterminée, 2476894- _ 16 - 4. Réacteur suivant l'une quelconque des revendica- tions 1, 2 ou 3, caractérisé par le fait qu'un gaz est ache- miné à travers les trous entre l'entrée et la sortie, ledit gaz absorbant la chaleur dégagée par les corps quand le réac- teur est critique du point de vue nucléaire. 5. Réacteur suivant l'une quelconque des revendica- tions 1, 2, 3 ou 49 caractérisé par le fait qu'un tube (39) est supporté à l'intérieur de chaque trou (35) à distance de la paroi dudit trou et que la barre de commande (45) est dé- placée à travers ledit tube. 6. Réacteur suivant la revendication 5, caractérisé par le fait qu'un caloporteur circule h travers le tube. 7. Réacteur suivant l'une quelconque des revendica- tions précédentes, caractérisé par le fait que le lit comprend une matrice (33) de matière modératrice de neutrons présentant une faible section droite d'absorption de neutrons dans la- quelle. des tubes (52) de matière fertile sont noyés, les tubes fertiles s'étendant-le long dudit lit d'une façon généralement parallèle aux trous. 8. Réacteur suivant la revendication 7, caractérisé par le fait que la matrice comprend une pile de prismes formés de la matière modératrice de neutrons et que les tubes fertiles s'étendent h travers ladite pile. 9. Réacteur suivant l'une quelconque des revendica- tions précédentes, caractérisé par le fait que la matière fissile est de l'uranium fortement enrichi en une ou plusieurs des catégories consistant en U-233 ou U-235. 10. Réacteur suivant l'une quelconque des revendica- tions 1 à.8 caractérisé par le fait que la matière fissile est Pu-239.