La présente invention a pour objet un procédé d'analyse d'un flux de neutrons rapides, constitué de deux fractions distinctes dont les domaines d'énergie sont nettement différents, procédé permettant de déterminer les énergies moyennes de chacune des deux fractions et éventuellement la contribution de chacune d T elles au flux total. L'invention a egalement pour objet un dispositif permettant de mettre en oeuvre ledit procédée Ii est souvent difficile de déterminer, sur une installation nucléaire existante, quelle est la contribution de diverses sources à un flux de neutrons rapides global. Par exemple, le flux de neutrons rapides à proximité d'un réacteur nucléaire est constitué notamment de neutrons différés, dont énergie moyenne est de 460 keV, et d'un bruit de fond important dont l'énergie moyenne est nettement plus élevée : 4,6 MeV environ sur un réacteur qui a été étudie. Antérieurement à ia présente invention, il n'existait pas de procédé commode permettant de déterminer les énergies moyennes de deux fractions nettement distinctes drun meme flux de neutrons rapides. Or, cette détermination est souvent souhaitable, par exemple lors de la conception et de la réalisation dun dispositif destine à déceler les ruptures de gaines par détecticn des neutrons retardés émis par des produits de fission entraînés par le réfrigérant du réacteur. L?inention vise à fournir une solution au problème ci-dessus. Dars ce but, elle propose un procédé d'analyse d'un flux de neutrons rapides, permettant ia déterminations dans un flux de neutrons rapides comprenant deux fractions nettement différenciées en energie, des serges moyennes de ces fractions, procédé suivant lequel on soumet un detecteur de neutrons thermiques audit fl.-jx à travers une masse de ralentisseur dont on fait varier l?epaisseur, on mesure le taux de comptage de neutrons rapides en fonction de 1 T épaisseur et on déduit les énergies des deux fractions de la pente des parties sensiblement linéaires de la courbe qui représente en coordonnées semi.-loqarithmiques la variation du taux de comptage en fonction de l'épaisseur. Toujours suivant l'invention, on peut déterminer la contribution relative de chacune des deux fractions, à partir de ladite courbe, moyennant un étalonnage préalable à l'aide de sources étalons présentant une énergie moyenne et une intensité connue. Enfin, l'invention permet pratiquement, une fois déterminée l'énergie de la fraction utile d'un rayonnement (neutrons différés par exemple lors de la réalisation d!une installation de détection de rupture de gaines), de déterminer ltépaisseur de modérateur pour laquelle le contraste est le plus important. L'invention fait appel à des considérations théoriques qutil sera nécessaire de rappeler brièvement. Ces considérations, que ltexpérience a confirmées, sont exposées dans des documents antérieurs auxquels on pourra se reporter, et notamment dans l'article de S. Block et F.J. Shon intitulé "Neutron dose measurements by an attenuation technique" (Health Physics, 1962, vol.8, pp. 533-541). Ces considérations, ainsi que la description qui les suit, font référence aux dessins, dans lesquels La Fig. 1 est un schéma de principe d'un dispositif d'analyse d'un flux de neutrons Les Fig. 2 et 3 sont des courbes représentetives de la variation des taux de comptage en fonction de l'épaisseur de modérateur, respectivement pour des sources de Am-Li et Am-Be, en coordonnées semi-logarithmiques La Fig. 4 est une courbe représentative des variations de la longueur de relaxation en fonction de l'énergie des neutrons constituant le flux incident La Fig. 5, similaire aux figures 2 et 3, correspond à une source composite La Fig. 6 est une-vue de détail en coupe suivant le plan de la figure 1, montrant un premier dispositif suivant l'invention, utilisant un ralentisseur liquide La Fig. 7 est un schéma de principe d'un second dispositif suivant l'invention, utilisant un modérateur solide, repré senté en coupe suivant un plan parallèle au sens de déplacementdu détecteur et perpendiculaire à son axe La rig. 8 est une coupe suivant la ligne VIII-VIII de a Fig. 7; La Fig. 9, similaire à la Fig. 7, montre très schématiquement un autre dispositif utilisant un ralentisseur solide. La Fig. 10 , montre des courbes représentatives des variations de énergie des neutrons en fonction du taux de comp- tage par unité de flux. Si un flux de neutrons rapides vient frapper la face d'entrée d'un milieu modérateur homogène, la variation spatiale du flux de neutrons thermiques dans le modérateur et celle du flux rapide sont liées par les relations suivantes D1 A 1 - C1 1 1 (1) D2 #2 2 - 2 2 + 1 1 1 0 (2) Dans ces relations, les notations : et D désignent respectivement les groupes de flux et les constantes de diffusion (l'indice 1 correspondant au flux rapide et l'indices 2 au flux thermique), 1 est la section efficace macroscopique de ralentissement et 2 est la section efficace macroscopique d'absorption. 2 Les équations (1) et (2) se rapportent respectivement aux flux rapide et thermique. Si le flux 1D de neutrons rapides vient frapper la face d'entrée du modérateur au point d'entrée, pour laquelle x = o, le flux thermique est nul s'il n'existe aucun flux thermique extérieur et si on désigne par L1 la longueur de ralentissement et par L2 la longueur de diffusion thermique, on obtient avec Les équations (3) et (4) et les conditions aux limites conduisent à En général, L1 est très supérieur à L2, c'est-à-dire que la longueur de ralentissement est très supérieure à la longueur de diffusion thermique.Dans ce cas, à une distance suffisante de la face d'entrée dans le modérateur, le second terme du dernier facteur de l'équation (7) devient faible devant le premier et le flux diminue exponentiellement avec une longueur de relaxation caractéristique de la'énergie du flux rapide incident. Si l'on trace en coordonniessemi-logarithmiques l'atténuation du taux de comptage des neutrons thermiques en fonction de l'épaisseur du ralentisseur on obtient - si le flux de neutrons rapides incident présente une faible dispersion autour d'une énergie moyenne - une droite dont la pente est caractéristique de cette énergie et permet de déterminer la longueur de relaxation. Il suffit pour cela, en principe, de mesurer le flux de neutrons thermiques correspondant à diverses épaisseurs de ralentisseur interposées entre le compteur et la source, de tracer la courbe d'atténuation et d'extrapoler la partie droite jusqu'à x = o (épaisseur de ralentisseur nulle). La valeur de L1 est donnée par l'abscisse du polt de la droite extrapolée ayant pour ordonnée le taux de comptage pour unE atténuation nulle (épaisseur de ralentisseur nulles divis par e = 2,71828. Comme il a été dit plus haut, la présente invention met à profit ce résultat pour déterminer, dans un flux de neutrons rapides à deux constituants d'énergies moyennes différentes, les deux énergies moyennes et la contribution de chacun des constituants. On voit que, pour mettre en oeuvre l'invention, il est nécessaire de tracEr la courbe de variation du taux de comptage des neutrons thermiques reçus par un détecteur, en fonction des variations d'épaisseur du ralentisseur qui sépare le détecteur du flux de neutrons incidents ; pour cela on peut utiliser un dispositif dont le schéma de principe est donné en figure 1, et dont plusieurs modes de réalisation seront décrits en détail plus loin. Ce dispositif comprend un ensemble de mesure dont seul organe détecteur 10 est représenté. Un mécanisme à commande manuelle 12 permet de déplacer cet organe détecteur 10, de façon à interposer entre lui et un flux d'entrée 14 de neutrons rapides à analyser, une épaisseur e variable de modérateur 16 (supposé ici constitué par un liquide). Un écran de plomb 18 est avantageusement interposé sur le flux incident, de façon à arrêter le rayonnement gamma, car il n'existe pas d'organe détecteur totalement insensible à ce rayonnement, qui fausserait les mestres. L'organe détecteur est avantageusement un tube compteur à trifluore de bore, dont la sensibilité est meilleure que celle des autres détecteurs possibles. La masse e modérateur 16 est avantageusement enfermé dans une feuille de cadmium 20 destinée à absorber les neutrons thermiques qui pourraient être provoqués par l'action des rayonnements gamma sur les noyaux de deutérium que contient tout modérateur hydrogéné. Dans le dispositif représenté en Fig. 1, le flux d'entrée de neutrons rapides provient d'une source localisée qui donne un débit de fluence variable avec la distance qui sépare l'organe détecteur de la source. Les essais ont été effectués, soit avec une distance D de la source au détecteur 10 fixe, soit avec une distance m de la source à la face d'entrée du modérateur fixe. Du point de vue de l'analyse, la première solution est la meilleure. Malheureusement, elle est difficilement transposable aux mesures sur les réacteurs, de sorte qu'il est necessaire également d'envisager le cas d'une distance m constante. A l'aide du dispositif qui vient d'être décrit, on a obtenu les valeurs suivantes avec des sources étalons approximativement monoénergétiques D fixe source Am - Li (0,48 MeV) L1 = 32,5 mm D fixe source -Am - Be (4,6 MeV) Li = 91 mm m fixe source Am - Li L1 = 26,5 mm m fixe source Am - Be L1 = 56 mm Il convient de noter ici que les valeurs de L1 indiquées sont des valeurs "mesurées", qui sont légèrement différentes des valeurs physiques réelles et varient avec l'appareillage utilisé. Les courbes représentatives pour D fixe (D 3 400 mm) sont données en Fig. 2 (pour Am - Li) et 3 (pour Am - Be), tandis que la Fig. 4 donne la variation de la longueur de relaxation L, en fonction de l'énergie du flux rapide incident, pour D fixe et pour m fixe. Le dispositif illustré en Fig. 1, a ensuite été utilisé pour analyser des flux de neutrons de composition connue et vérifier la méthode. A titre d'exemples seront maintenant donnés les résultats obtenus, en utilisant comme source de neutrons rapides, un émetteur composite, constitué des sources Am - Li et Am -Be qui ont précédemment servi à l'étalonnage. La courbe en traits pleins de la Fig. 5 montre la variation du taux de comptage en fonction de l'épaisseur e de ralentisseur interposé entre la source et le détecteur 10, pour une valeur constante et égale à 300 mm de la distance D. Cette courbe d'atténuation présente un changement de pente aux environs de e = 200 mm, révélant ainsi deux spectres distincts d'énergie. En extrapolant linéairement a partie inférieure de la courbe (droite en traits mixtes), on obtient la pente caractéristique du spectre de haute énergie (source américium-béryllium). On retrouve ainsi L1 = 91 mm. La courbe d'atténuation qui correspond au spectre de plus faible énergie (en tirets sur la Fig. 5) est obtenue par différence entre la courbe réelle et la droite extrapolée de la partie inférieure. En extrapolant la partie linéaire de cette seconde courbe d'atténuation, correspondant aux plus faibles énergies, on retrouve la valeur L1 = 32,5 mm. Si l'on suppose que la courbe de la Fig. 5 a été obtenue à partir de sources fournissant un spectre inconnu, les valeurs 91 mm et 32,5 mm permettent de retrouver les deux énergies moyennes, 4,6 MeV et 0,48 MeV en se reportant à la Fig. 4. Par un étalonnage préalable du détecteur, il est par ailleurs possible de déterminer le flux correspondant à chaque spectre, à condition évidemment dsutiliser toujours le même dispositif. En effet, pour une distance donnée entre la source et organe de détection, si l'on divise le taux de comptage pour une épaisseur de ralentisseur nulle par le débit de fluence, on obtient un taux de comptage par unité de flux qui est caractéristique de l'énergie des neutrons pour un dispositif déterminé. On établit ainsi, pour le dispositif ci-dessus et pour la même distance D = 300 mm, les courbes de la figure 10, représentant les variations de l'énergie des neutrons en fonction du taux de comptage par unité de flux, soit pour D fixe, soit pour m fixe.Dans le cas d'une source inconnue, ces courbes permettent, après avoir défini les énergies moyennes par la figure 4 comme ci-deseLs, de déterminer le débit de fluence de chaque groupe de neutrons identifié. On voit par ailleurs que le'procédé permet de déterminer non seulement énergie et le débit de fluence de chacun des spectres qui contribuent à un flux de neutrons, mais aussi l'épaisseur optimum de modérateur qui sera à utiliser pour détecter le flux rapide, épaisseur qui correspond à la partie haute de la courbe d'atténuation (maximum du taux de comptage. On voit que l'invention permet une analyse relativement précise et commode d'un flux de neutrons comprenant deux spectres correspondant à des groupes d'énergies nettement uifTerentes, compris pratiquement entre 70 keV et 7 MeV, a conåltion bien entendu de prendre des précautions le dispositif oE. mesure doit etre rendu insensible aux neutrons thermiques a:bia: :ts Har une protection extérieure, en cadmium par exemple. a ,lux de neutrons ne doit arriver que sur une seule fac. Flri", il est nécessaire d'adopter un temps d'intégration suffisam;,1ent long pour les faibles valeurs des taux de comptage, tant donné la nécessité d'extrapoler les courbes. Divers dispositifs de mise en oeuvre du procédé, seront maintenant donnés à titre deexemples non limitatifs. Tous présentent l'avantage d'autoriser une variation continue, et non seulement par pas, de ltépaisseur de modérateur interposé sur le flux de neutrons. Sur la vue de détail du dispositif à modérateur liquide (Fig. 6), on voit l'organe détecteur 10 (compteur au trifluorure de bore p-ar exemple) porté par un étrier qui coulisse sur une ou plusieurs tiges de guidage 22. Ces tiges de guidage sont placées dans un récipient 24 de réception du modérateur liquide, dont le couvercle porte une soupape tarée 26 destinée à éviter les surpressions. La paroi latérale du récipient 24 est recouverte d'une feuille mince de matériau absorbant les neutrons thermiques (cadmium par exemple) et entourée d'une chemise 30 qui délimite un écran d'eau 32. Cet écran d'eau laisse subsister une fenêtre d'entrée des neutrons rapides et délimite ainsi le pinceau étudié pour rendre le dispositif directif. Les neutrons arrivant ailleurs que sur la fenêtre d'entrée, sont thermalisés par écran d'eau 32, puis absorbés par la feuille de cadmium 28. Le mécansime de déplacement du tube compteur 10 dans le sens de la flèche à partir de la position illustrée en Fig. 6, et en sens contraire vers cette position, doit évidemment etre étanche. Il comprend pour cela un tube-enveloppe 34, fixé de façon étanche à la paroi du récipient 24 qui le traverse, et un fourreau 36 qui coulisse de façon étanche dans 1E tube 34. La partie terminale gaucne de ce fourreau est taraudée et présente une liaison filetée avec une vis de commande 38 immobilisée en translation par rapport au tube 34 par une liaison à rotule 40. La vis de commande 36 porte un pignon 42 engrené par une roue tangente 44 entraînée par une manivelle non représentée. Dn voit que la mise en rotation de la vis de commande oblige le fourreau 36, immobilisé en rotation par leétrier 21, à se déplacer suivant son axe. Les conducteurs électriques d'alimentation du tube compteur 10 sortent du récipient 24 en traversant l'étrier étanche 21 et en parcourant le mécanisme de commande suivant son axe. Le dispositif illustré en Fig. 7et 8, utilise un ralentisseur solide, hydrogéné, tel que le polyéthylène. Ce dispositif comprend un boîtier 46 en matériau modérateur dans lequel peut de plus être dispersé un élément absorbant les neutrons thermiques (polyéthylène boré par exemple). Dans ce boîtier est ménagée, parallèlement à l'axe de l'organe detecteur 48 (tube compteur au trifluorure de bore par exemple), une fenêtre d'entrée du flux de neutrons à analyser. Les neutrons thermiques ambiants et les neutrons thermalisés par le boîtier 46, sont absorbés par une feuille de cadmiun 50. l'intérieur du boîtier 46 et de la feuille de cadmiun 50, est placé un fourreau 52 en matériau ralentisseur (polyéthylène par exemple), qui délimite un alésage dans lequel un mécanisme non représenté permet de faire tourner Jo manchon 54 de forme cylindrique. Dans ce manchon est pratiqué, parallèlement à l'axe, un logement cylindrique excentré de réception diun rondin 56. Ce rondin, ainsi que le manchon, sont en matériau ralentisseur, par exemple en polyéthylène. Le manchon 56 est percé, parallèlement à son axe, d'un trou de réception d'un tube de guidage 57 dont les extrémités débordent du rondin et s'engagent dans des rainures 58 dirigées radialement par rapport au manchon 54 (Fig. 8). Le tube compteur 48 est placé dans le tube de guidage 57. On voit qu'une rotation du manchon 54 dans le sens de la flèche F1 (Fig. 7) accompagnée d'une rotation de sens contraire (flèche F2) du rondin 56, provoque le recul du tube compteur, les pièces venant par exemple dans la disposition illustrée en traits mixtes sur la Fig. 7.Il n'y a pas à changer ltorien- tation du dispositif, le tube comp-teur 48 restant face à la fenêtre Le mode de réalisation qui est illustré de façon très schématique en Fig. 9 se compose d'un manchon 54' enveloppé d'une feuille de cadmiun 50' et dans lequel tourne un rondin excentré 56'. Ce rondin est encore percé d'un trou excentré parallèle à l'axe dans lequel est logé le tube compteur 48'. Cette disposition oblige évidemment à réorienter le dispositif chaque fois que l'on change l'orientation du rondin et donc l'épaisseur de modérateur entre le tube compteur et la périphérie du manchon 54'. On voit que tous les dispositifs qui viennent d'être décrits, permettent une variation continue de l'épaisseur de modérateur interposé entre la source de neutrons et le tube compteur, une sélection en direction et l'élimination des neutrons thermiques ambiants. De plus, le mode de réalisation illustré en Fig. 1 et 6 permet de changer la nature du liquide ralentisseur par vidange et nouveau remplissage. Il va sans dire que l'invention ne se limite pas aux modes de réalisation qui ont été décrits à titre d'exemple, mais en couvre au contraire toutes les variantes. REVENDICATIONS 10/ Procédé d'analyse d'un flux de neutrons rapides, permettant la détermination des énérgies moyennes de deux fractions nettement différenciées en énergie d'un même flux de neutrons rapides, procédé suivant lequel : on soumet un détecteur de neutrons thermiques audit flux, à travers une masse de ralentisseur dont on fait varier l'épaisseur ; on mesure le taux de comptage des neutrons rapides pour des épaisseurs différentes et on déduit lesdites énergies moyennes de la pente des parties sensiblement linéaires de la courbe qui représente en coordonnées semi-logarithmiques la variation du taux de comptage en fonction de 1 t épaisseur. 20/ Procédé suivant larevendication 1, caractérisé en ce que l'on déduit le débit de fluence de chacune desdites fractions d'une courbe d'étalonnage représentant les variations Su taux de comptage par unité de flux en fonction de l'énergie des neutrons. 30/ Procédé suivant la revendication I ou 2, caractérisé en ce que lton déduit de ladite courbe l'épaisseur de ralentisseur à interposer sur le trajet du flux devant un détecteur de neutrons thermiques pour favoriser au maximum la détection de l'une des fractions en augmentant le contraste. 40/ Application du procédé suivant l'une des revendications 1 à 3 à la différenciation, dans le flux de neutrons provenant d'un réacteur, de la fraction due aux produits de fission émetteurs de neutrons retardés et de la fraction due à d'autres origines. du procédé 50/ Application/suivant la revendication 4 à la détection de rupture de gaine dans un réacteur nucléaire par mesure du flux de neutrons différés provenant des produits de fission entraînés par un fluide provenant du réacteur. 60/ Dispositif de mise en oeuvre du procédé suivant la revendication 1, 2 ou 3, caractérisé en ce qu'il comprend un organe détecteur de neutrons thermes, tel qu'un compteur à trifluorure de bore, de forme allongée, placé dans une enceinte occupée par un fluide ralentisseur de neutrons et un mécanisme permettant de déplacer ledit organe détecteur dans une direction perpendiculaire au sens de sa longueur, ledit récipient étant entouré par une couche de ralentisseur délimitant une fenêtre d'entrée du flux de neutrons vers le détecteur et par une feuille de matériau absorbant les neutrons thermiques, destinée à absorber les neutrons thermiques ambiants et les neutrons thermalisés par ladite couche de ralentisseur. 70/ Dispositif de mise en oeuvre du procédé suivant la revendication 1, 2 ou 3,- caractérisé en ce qu'il comprend un organe détecteur de forme allongée, tel qu'un compteur au trifluorure de bore, disposé de façon excentrée dans un rondin de matériau ralentisseur qui tourne lui-même de façon excentrée dans un manchon cylindrique, également en matériau ralentisseur. 60/ Dispositif suivant la revendication 7, caractérisé en ce que le manchon tourne dans un alésage cylindrique d'un boîtier en matériau ralentisseur laissant subsister une fenêtre d'entrée de neutrons, parallèle aux axes de rotation du manchon et du rondin, et a-n ce qu'une feuille de matériau absorbant les neutrons thermique-s entoure ledit manchon. 90/ Dispositif suivant la revendication 6, caractérisé par des moyens de guidage de l'organe détecteur imposant à celuici de se déplacer radialement par rapport à l'axe du manchon vers la fenêtre et à partir de celle-ci