Il est expliqué dans la revue Kerntechnik" 16ème année (1974), n 10, pages 429 à 436, en particulier page 429, à propos d'un réacteur à eau sous pression, que l'on doit surveiller, dans les réacteurs nucléaires serrant de générateurs de puissance, et ayant donc de grandes dimensions, la répartition de puissance dans le coeur du réacteur. Autrement, il peut s'établir en particulier des densités de puissance dépassant les valeurs de fonctionnement admissibles, sans que pour autant la puissance totale du réacteur puisse le laisser soupçonner.Les détecteurs de répartition de puissance utilisés jusqu' présent dans ce cas pour déterminer la densité de puissance ont en général fait leurs preuves et peuvent être utilisés, avec des informations complémentaires de capteurs de contraintes d'échauffenient du réfrigérant du réacteur et des chambres de mesure du flux extérieur de neutrons disposées autour de la cuve sous pression du réacteur, pour la surveillance prévue ainsi que pour les circuits de limitation et de protection. Ifin d. ne pas dépendre d'un seul système de mesure mettant en oeuvre cette technique de mesure compliquée, il est souhaité de réaliser un système différent. Selon la présente invention, on prévoit de disposer soit seulement à un emplacement au centre du coeur du réacteur au moins quatre lignes de chambres extérieures de mesure de flux neutronique du type ayant fait ses preuves, soit à cette position et à des posi tisons complémentaires, en dehors de la cuve sous pression da réac- teur, au moins quatre lignes de chambres extérieures de mesure de flux neutronique réparties à chaque iois sur la hauteur du coeur du réacteur, et de répartir sur la section du coeur du réacteur, la partie supérieure et à la partie inférieure, des dispositifs de mesure de température en montage multiple, et de relier électriquement les chambres extérieures de mesure de flux neutronique et les dispositifs de mesure de température b un appareillage de mesure permettant de déterminer la puissance locale. b présente invention offre une possibilité supplémentair. de surveillance de la densité de puissance locale dans le coeur da réacteur, pour laquelle a lieu des détecteurs neutroniques habituel- liement utilisés jusqu'à présent pour l'instrumentation interne du coeur, on emploie les chambres extérieures de mesure de flux neutronique qui sont un peu plus volumineuses, nais par là même beaucoup plus robustes, et qui ne servaient jusqu'à présent qu'en tsnt qu'instrumentation extérieure.En outre, ces chambres extérieures de mesure de flux neutronique sont disposées soit seulement dans untube-amovible à l'intérieur, soit à la fois, comme décrit, à l'intérieur et 'a l'extérieur de la cuve sous pression du réacteur, permettant ainsi à tout moment un échange, quoique peut-être avec des difficultés, sans pour autant nécessiter l'arrêt du fonctionnement du réacteur.Les dispositifs de mesure de température disposés sur le bord supérieur et le bord inférieur du coeur du réacteur fournissent des informations complémentaires radiales et azimutales de telle qualité que l'ensemble des informations fournies par les chambres extérieures de mesure du flux neutronique et les thermo-éléments remplit de façon sbre toutes les conditions nécessaires imposées par la surveillance du réacteur. Ces conditions sont é- galement assurées par le fait que les dispositifs de mesure de température sont habituellement également réalisés de façon fiable pour résister aux sollicitations en pression et en température régnant dans le coeur du réacteur et servent donc pour pratiquement la durée totale d'utilisation du réacteur.Ceci est particulièrement valable dans le cas des thermo-éléments utilisés avantageusement en tant que dispositifs de mesure de température. Par consé quent,grace au dispositif de l'invention, et à partir de l'image deArépartition de puissance radiale et de la surveillance axiale des différents flux neutroniques pour la totalité du coeur, image obtenue par mesure de température à l'entrée et à la sortie de ré- frigérant du coeur du réacteur, on peut déterminer la densité locale de puissance avec la finesse de résolution spatiale, la pré et cision sur les valeurs des puissances,/la fiabilité de la méthode de mesure nécessaires. Afin d'augmenter la sécurité et d'améliorer la mesure, on peut associer à chaque emplacement de mesure de température quatre dispositifs de mesure de température. Grâce à cette disposition redondante, à faible écart de disposition locale , on a la possibilité de déterminer de façon multiple et par interpolation, par exemple d'après le principe de formation de la valeur moyenne de deux valeurs parmi les quatre signaux des dispositifs de mesure de température avec peu de distorsion. De toutes façons, les parasites peu concevables pouvant affecter les dispositifs de mesure de température, et les faibles inégalités d'écoulement du milieu de mesure ne peuvent provoquer aucune panne de fonctionne ment du réacteur par déclenchement inutile et fourniture d'une va- leur de mesure fausse. Aux emplacements prévus pour la disposition des chambres de mesure extérieures de flux neutronique, on doit répartir au moins six détecteurs afin d'arriver à une répartition axiale suf- fisamment fine étant données les dimensions actuellement courantes des coeurs du réacteur qui ont au moins 3 mètres de hauteur et/ou de diamètre. Le nouveau dispositif de détermination de la répartition locale de puissance est, comme on l'a constaté, si fiable, que l'on peut relier les dispositifs de mesure à un dispositif de protection pour mise hors circuit du réacteur nucléaire, sans redouter pour autant des interruptions de fonctionnement inutiles. La présente invention sera mieux comprise à l'aide de la description détaillée d'un mode de réalisation pris comme exemple non limitatif et illustré par le dessin annexé sur les deux figures duquel on a représenté, pour la clarté du dessin, de façon très sim- plifiée le coeur du réacteur disposé dans une cuve sous pression d'un réacteur nucléaire de puissance 5 eau sous pression produisant par exemple 1000 MW@,la figure 1 étant une vue en plan, et la fi- gure 2 une coupe latérale de ce coeur de réacteur. Dans une cuve sous pression de réacteur cyliDdrique en acier, on dispose le coeur de réacteur 2 se composant de façon connue d'éléments combustibles sous forme de barreaux b section carrée, ce coeur étant pratiquement cylindrique, c'est-dire con gruent au moins dans les quadrants, dans lequel il y a production thermique par fission nucléaire. De façon connue, la chaleur engendrée est évacuée avec de l'eau légère servant de rVirigérant, vers n vaporiser non représente sur le dessin. La hauteur H du coeur du noyau est par exemple de 3,5 mètres, et son diamètre D est par exemple de 3 mètres . Il est donc nécessaire de déterminer la densité locale de puissance dépendant de facteurs divers car on ne peut déterminer à partir de la puissance totale produite dans le coeur du réacteur s'il y a une surchauffe locale. Pour disposer l'instrumentation conforme à la présente invention, on prévoit soit seulement au centre 3 du coeur du réacteur 4 x 6 chambres extérieures 10 de mesure de flux neutronique, soit, en plus, aux quatre emplacements 4, 5, 6 et 7, qui sont uniformément répartis selon des angles de 900 autour de la périphérie externe de la cuve 1 sous pression du réacteur, chaque fois 4 x 6 autres chambres extérieures de mesure de flux neutronique 10 uniformément réparties sur la hauteur H du coeur du réacteur.Les chambres extérieures 10 de mesure de flux neutronique du typP ayant fait ses preuves, d'un diamètre d'environ 50 " et d'une q longueur d'environ 300 mm sont disposées dans des tubes protecteurs 11, tandis que le tube 11 de l'emplacement 3 au centre du coeur du réacteur 2 peut tre disposé quant à lui, à la place inoccupée d'un élément combustible.Les différents dVtecteurs 10 sont reliés via un réseau 12 de conducteurs reprisent de façon simplifiée, à un circuit électronique ou à un calculateur 14, dans lequel a lieu le calcul selon le principe de 2 parmi 4 et, le cas échéant, une amplification de signaux de mesure, Le circuit 14 sert également de dispositif indicateur ou le cas échéant de dispositif de mesure enregistreur pour l'indication de la puissance locale.En outre, on dispose dans le coeur du réacteur, sur toute la section du coeur 2 ayant une surface P d'environ 7 m , en les répartissant de la façon la plus égale possible,dix k quinze thermo-élómentJ 16, et on fait, les thermo-éléments représentés seulement dans un quadrant de la fig. l,sont disposés, comme on peut le voir d'après la fig. 2,tour à tour dans la zone supérieure du coeur du réacteur, et dans la zone inférieure 18 Ainsi, gracie aux thermo-éléments 16, on peut déterminer la répartition radiale et azimutale de température de l'eau de refroidissement entrant.Par en dessous selon la direction des flèches 20, dans le coeur 2, et sortant de ce coeur 2 selon la dire tion des flèches 21. A chaque emplacement repéré par une croix les thermo-é léments 16 sont disposés par quatre selon une disposition peu dif férente en ionction de la hauteur et de la position angulaire pdri- phérique. Les signaux de ces thermo-éléments, qui fonctionnent par exemple dans une gamme de températures comprises entre 200 et 400 C, peuvent donc être traités selon le principe de formation de la valeur moyenne de 2 parmi 4. A cet effet, on peut également se servir du dispositif 14 auquel tous les thermo-éléments 16 sont reliés électriquement de façon non représentée pour la clarté du dessin. Les signaux produits par les chambres extérieures de me sure du flux neutronique 10, suivent pratiquement sans retard la variation de flux neutronique déterminant la puissance du réacteur. Le retard des thermo-éléments 16 par rapport aux variations de température est au maximum de 0,3 seconde.Ainsi, on peut combiner les deux signaux de façon que le circuit 14 forme une image prdcise de la répartition locale de puissance pour la totalité du coeur du réacteur à partir des valeurs de mesure fournies par les chambres extérieures de mesure de flux neutronique 10 à rdpartition axiale et des valeurs de mesure des dispositifs 16 de mesure de température b répartition selon un plan radial. Malgré la faible dépense en dispositifs de mesure, le traitement des signaux est si fiable qu'il peut servir à déclencher des systèmes de protec tion du coeur du réacteur. Sur la figure 2, on a représenté un système de protection dans le cas de la commande par un circuit ou un calculateur 25 qui, en cas de besoin, permet la mise en fonction de barres de com mana non représentées sur le dessin, de façon connue en soi, afin de diminuer la puissance délivrée par le réacteur. Grâce k la surveillance locale réalisée conformément à la présente invention, on peut également choisir à l'aide du calculateur 14 des barres de commande dans des positions particulièrement appropriées, par exemple, également des barres de longueurs partielles pouvant justement s'opposer à des surchauffements locaux. Enfin, le nouveau dispositif de surveillance de puissance peut également, gracie au calculateur de protection 25 produire un arrAt complet du coeur du réacteur. REVENDICATIONS 1- Réacteur nucléaire, en particulier réacteur à eau sous pression, pour la production de puissance, comportant dans un coeur de réacteur en forme de colonne des détecteurs pour la détermination de la valeur du flux neutronique, ave: dtes chambres extérieures de mesure de flux neutronique disposées dans des emplacements de me sure à l'extérieur d'une cuve sous pression enfermant le coeur du réacteur, ainsi que des dispositifs de mesure de température,caractérisé par le fait que l'on dispose soit seulement au centre du coeur, soit au moins en quatre emplacements situés à l'extérieur de la cuve sous pression du réacteur, et répartis sur son pourtour, ainsi qu'au centre du coeur du réacteur, plusieurs chambres exte- rieures de mesure de flux neutronique réparties sur la hauteur du coeur du réacteur, par le fait que l'on répartit sur la section du coeur du réacteur à sa partie haute et à sa partie basse, des dispositifs de mesure de température en disposition multiple, et par le fait que les chambres extérieures de mesure de flux neutronique et les dispositifs de mesure de température sont réunis électriquement à un dispositif de mesure permettant de déterminer ou d'indiquer la valeur de la puissance locale 2. Réacteur nucléaire selon la revendication 1, caractérisé par le fait que les chambres extérieures de mesure de flux neutronique du centre du noyau sont entourées par un tube dé protection. 3. Réacteur nucléaire selon l'une des revendications 1 ou 2 caractérisé par le fait que les dispositifs de mesure de tempéra ture sont des thermo-dléments. 4 Réacteur nucléaire selon l'une des revendications précédentes, caractérisé par le fait que chaque emplacement de mesure de température est associé à quatre dispositifs de mesure de température 5. Réacteur nucléaire selon l'une des revendications précé dentela, caractérisé par le fait que iton répartit sur la hauteur du coeur du réacteur au moins six chambres extfrieures de mesure de flux neutronique par emplacement de mesure 6. Réacteur nucléaire selon l'un des Revendications précé- dentes, caractérisé par le fait que ledit dispositif de mesure est relié à un dispositif de régulation-limitaiion ou de protection pour la mise hors fonctionnement du réacteur nucléaire.