La présente invention concerne un appareil qui permet de mesurer la teneur en matières fissiles d'éléments combustibles et qui peut être utilisé par conséquent aussi bien pour les mesures de consommation (ou de degré de combustion nucléaire) que pour établir une distinction entre divers types différents d'éléments combustibles. Les éléments combustibles sont ordinairement constitués par des matières fissiles et fertiles (uranium 233» uranium 235, plutonium 239 ou thorium 232 et uranium 238). Après un certain degré de consommation d'un élément combustible dans un réacteur nucléaire, une partie des atomes fissiles d'origine est désintégrée et une partie de la matière fertilï est transformée en atomes fissiles et peut elle-même s'être partiellement désintégrée à son tour. A cause de la formation de produits de fission, le taux moyen d'absorption des neutrons dans un élément combustible augmente avec le temps plus rapidement que la cadence moyenne de fission. Il est par conséquent nécessaire, pour obtenir un fonctionnement économique d'un réacteur, de remplacer ou de déplacer au bout d'un certain temps les éléments combustibles consommés. Pour mesurer la consommation, on utilise par conséquent un appareil qui détermine le nombre d'atomes fissiles existant à l'instant de la mesure dans un élément combustible. Un procédé connu de mesure de la consommation comporte un dispositif critique dans lequel on introduit l'élément combustible à mesurer. Le phénomène de réactivité ainsi créé est cependant proportionnel au taux de fission moins le taux d'absorption et est lié, de plus,,à des phénomènes de fuite. L'emploi de filtres thermiques (cadmium, samarium) autour de l'élément combustible à mesurer élimine, certes, le phénomène de réactivité par des phénomènes d'absorption thermique. Cependant, il subsiste encore des phénomènes d'absorption par résonance dans les isotopes fissiles et fertiles et ainsi que dans les produits de fission qui ne sont pas décelés. De plus, les fissions rapides et épithermiques dans la matière fertile contribuent à la réactivité mesurée. Enfin, un autre inconvénient à citer est le fait que ce procédé est lié à une installation très coûteuse. Dans un autre procédé de mesure de la consommation, l'élément combustible est introduit dans un dispositif à modérateur 70 27641 2 0 ? 3 2 G 8 et y est irradié par des neutrons thermiques. La région mesura de ce dispositif est protégée de son environnement par des i'ilcres de neutrons thermiques. Seuls les neutrons rapides, engendrés ps.r ledit élément, sont freinés à l'intérieur de c^tte région de rnesu-5 re et mesurés en utilisant des compteurs de neutrons thermiques. Une comparaison des taux de comptage provenant de l'élément combustible à mesurer et d'un élément étalon de forme géométrique semblable donne une indication sur le nombre total de neutrons produits. Celui-ci est proportionnel au produit des sections 10 efficaces macroscopiques de fission par le nombre de neutrons qui sont émis par fission à partir des divers isotopes fissiles. Ce procédé provoque l'émission par le plutonium 239 d'un signal qui est 1,5 fois plus grand que le signal émis par l'uranium 235. D*ns le cas de l'uranium 233 et de l'uranium 235, ces 15 signaux sont sensiblement égaux. Pour quelques mélanges de plutonium 239 - uranium 235 et d'uranium 233 - uranium 235» Ie nombre des neutrons rapides provenant de 1» fission provoquée par les neutrons thermiques, en fonction de la consommation, reste pratiquement constant. 20 L'invention permet de remédier aux inconvénients sus-men tionnés, très gênants pour l'utilisation pratique dans un réacteur nucléaire. L'appareil, selon l'invention, permet la mesure et la différenciation des fissions qui sont produites par des neutrons rapides et des neutrons thermiques. L'appareil selon l'invention 25 est caractérisé en ce qu'un dispositif automatique ou télécommandé de transport des éléments combustibles est incorporé et relie entre eux la zone de repos protégée vis-à-vis du réacteur nucléaire, un appareil d'irradiation d'éléments combustibles et un dispositif de mesure des neutrons. 30 Le dispositif d'irradiation est de préférence réalisé sous forme d'une colonne thermique dans laquelle on a-prévu plusieurs emplacements d'irradiation avec des flux de neutrons de spectres énergétiques différents, laquelle est couplée directement au flux de neutrons du réacteur nucléaire. Ce couplage peut être réalisé ^ par exemple par un canal d'irradiation qui traverse le blindage du réacteur nucléaire. Le dispositif de mesure est placé de préférence dans un bloc modérateur protégé vis-à-vis de l'appareilla 70 27641 3 2053208 ge d'irradiation et du réacteur. On peut amplifier les signaux de mesure en utilisant à la place du bloc modérateur un ensemble sous-cri*ti que. Du point de vue physique, l'appareil selon l'invention 5 permet de mesurer le nombre des émetteurs de neutrons ralentis, qui est proportionnel ?>u nombre d'atomes fissiles. L'invention est décrite ci-après plus en détail à l'aide de la figure unique. Cette figure représende schématiquement l'appareil selon l'invention utilisé avec un réacteur à lit de 1C sphères. Le noyau 1 du réacteur représenté est constitué par un grand récipient de graphite 2 qui est presque complètement rempli par une masse peu tassée de sphères. Ces sphères comportent une enveloppe et son chargement. Ce chargement est constitué 15 par une matière combustible, une matière fertile ou un mélange des deux. Le noyau du réacteur comporte à sa partie inférieure un tube d'évacuation par lequel sont évacuées en permanence, en cours d'utilisation, les diverses sphères présentes qui sont, soit éliminées par un appareil de mesure des sphères, soit ra-20 menées en arrière et déposées, selon un plan prédéterminé par en haut, en un emplacement déterminé, à nouveau sur le lit de sphères. Cet appareil dt mesure comporte un poste pour la séparation des sphères brisées, un poste de mesure des gaz de fission et un poste de mesure de la consommation. Seul ce der-25 nier est représenté sur la figure, cependant que, par ailleurs, l'appareillage d'alimentation peut être réalisé de la manière utilisée pour la première fois dans l'AVR JUlich. L'appareil de mesure de la consommation selon 1'invention est constitué essentiellement par trois postes que les sphères traversent 30 une ou plusieurs fois. Le premier poste est un parcours 3 de repos. Les éléments combustibles qui proviennent du réacteur y sont déposés en dehors du flux de neutrons dudit réacteur, Jusqu'à ce que toutes les sources de neutrons retardés soient désin-35 tégrées. Cette mise en dépôt consiste, en pratique, de pré férence, en un transport lent dans un tube de longueur appropriée protégé contre le flux de neutrons. La durée de séjour y atteint par exemple 15 minutes. 70 27641 4 2053208 Ensuite, les sphères pénètrent à nouveau, en passant par le blindage 4 du réacteur, dans un dispositif 5 d'irradiation dans lequel elles sont exposées au flux de neutrons du réacteur. Grâce à des filtres appropriés, le spectre énergétique des neutrons est ajusté à l'emplacement d'irradiation de 5 manière bien définie. En même temps, le flux de neutrons est sur veillé en permanence afin de pouvoir tenir compte de modifications éventuelles du flux de neutrons dans le dispositif d'irradiation, par des corrections, effectuées par le calcul, des résultats de mesure. ILQ II peut, de plus, être utile, en utilisant le détecteur de neutrons d'un emplacement d'irradiation, de surveiller la structure de sources de neutrons retardés. Au bout d'un intervalle de temps constant, la sphère est conduite hors du dispositif d'irradiation 5 en passant par le blindage 4------- - contre les neutrons du réacteur pour aboutir à un appareil de mesure. Un détecteur de neutrons enregistre la variation dans le temps des neutrons émis par l'élément combustible. Cette variation dans le temps est caractéristique pour le nombre de neutrons fissiles présents. 20 Dans un appareil d'exploitation 7, cette variation dans le temps est analysée à l'aide des équations connues de la cinétique des neutrons, cependant que les paramètres fixes concernant les dispositifs d'irradiation et de mesure 5 et 6, respectivement, sont déterminés expérimentalement avant tout à l'aide 25 de sphères de teneur connue en combustible. Un appareil 8 d'enregistrement qui peut être réalisé en même temps sous la forme d'un appareil de commande est encore branché en aval de l'appareil d'interprétation 7, pour régler les aiguillages du dispositif de guidage des sphères 20 afin que les éléments combustibles usés soient éliminés, les éléments combustibles en partie consommés soient réintroduits en un nouve1 emplacement dans le noyau et pour soumettre les éléments pour lesquels l'interprétation n'a donné aucun résultat certain à un nouveau cycle de mesure. Un tel aiguillage 9 ■55 est représenté sur la figure. Il provoque la répétition du cycle de mesure ou le transport d'un élément combustible Jusqu'à l'appareil d'alimentation. D'autres aiguillages 10 sont incorpo 27641 5 2053208 rés au dispositif d'irradiation 5 pour irradier ainsi des éléments combustibles contenant plusieurs isotopes fissiles dans un autre emplacement d'irradiation avec un spectre énergétique modifié. Ces spectres énergétiques différents peuvent être facilement obtenus en utilisant des filtres à neutrons appropriés. Grâce à ces cycles de mesure répétés, on peut exécuter des analyses portant sur des matières fissiles à plusieurs constituants. On voit mieux, d'après la description de l'exemple de réalisation pratique ci-dessus, que l'invention est particulièrement avantageuse pour les petits éléments combustibles sphé-riques pour lesquels d'autres procédés ne donnent jamais, en pratique, de résultats utilisables. L'appareil selon l'invention est incorporé d'une manière simple du point de vue technologique dans le circuit des sphères d'une installation d'alimentation du lit de sphères et il est avantageusement utilisable en couplage étroit =vec le réacteur dont les éléments combustibles doivent faire l'objet de mesures, m = is évidemment, l'invention n'est pas limitée à cette application. Le dispositif d'irradiation peut par exemple être constitué par un ensemble critique indépendant d'un réacteur et on peut construire, également pour des barres combustibles, un appareil selon l'invention, dont la réalisation pratique se différencie cependant sensiblement, à cause du mode de transport différent de ses éléments, de celui décrit ci-dessus pour des éléments sphériques. On peut concevoir encore une autre extension avec des éléments sphériques; dans laquelle des éléments isolés de l'appareil de mesure de la consommation ou l'ensemble de l'appareil sont constitués par plusieurs ensembles Jouant le même rôle branchés en parallèle, pour assurer un débit-dans l'ensemble toujours constant - de sphères déterminé essentiellement par les exigences de l'exploitation du réacteur nucléaire. Bien entendu, diverses modifications peuvent être apportées par l'homme de -l'art aux dispositifs et procédés qui viennent d'être décrits uniquement à titre d'exemples non limitatifs sans sortir du cadre de l'invention. 70 27641 6 2053208 REVENDICATIONS 1. Appareil de mesure de la consommation, (eu deiré ds combustion nucléaire) d'éléments combustibles d'un réactaur nucléaire, caractérisé en ce qu'il comporte ':n dispositif de transfert automatique ou télécommandé pour i->~ éléments combustibles qui réunit entre eux v.r.e ^one de repos protégée vis-à-vis du réacteur nucléaire, un dispositif d'irradiation des éléments combustibles et un dispositif de mesure des neutrons. 2. Appareil selon la revendication 1, caractérisé en ce que le dispositif d'irradiation est réalisé sous forme d'une colonne thermique dans laquelle on a prévu plusieurs emplacements d'irradiation ^vec des spectres d'énergie différents du flux de neutrons et qui est couplé directement au flux de neutrons du réacteur nucléaire. 3. Appareil selon 1* revendication 2, caractérisé en ce que le dispositif d'irradiation reçoit des neutrons provenant du réacteur nucléaire par un canal d'irradiation. 4. Appareil selon la revendication 1, caractérisé en ce que le dispositif de mesure des neutrons est placé dans ua bloc modérateur ou un ensemble sous-critique, protégé vis-à-vis du dispositif d'irradiation et du réacteur. 5. Appareil selon la revendication 2, caractérisé en ce que le dispositif de transport comporte de3 aiguillages qui peuvent être commandés en fonction des valeurs déterminées dans la chambre de mesure de manière que les éléments combustibles traversent le cas échéant plusieurs fois l'appareil et puissent occuper,de plus, divers emplacements d'irradiation et/ou de mesure.