Brevet FR2620558A1 — publié le 19890317

MINIMISATION OU ELIMINATION DU RECHARGEMENT D'UN REACTEUR NUCLEAIRE Cette invention concerne le fonctionnement de centrales électriques dont la principale source d'énergie est un réacteur à neutrons rapides à métal liquide et les réacteurs pour ces centrales. Cette invention concerne en particulier le chargement des réacteurs pour ces centrales. Bien que cette invention ne soit applicable qu'aux centrales dont les réacteurs sont du type à neutrons rapides et à métal liquide, on réalise que, dans ses aspects les plus généraux, elle peut trouver une application dans les centrales dont les réacteurs sont de types differents, tels que les réacteurs à eau pressurisée, les réacteurs à eau bouillante ou les réacteurs à refroidissement au gaz.Dans la mesure où cette invention est appliquée, ou trouve son utilisation, dans les centrales ayant des réacteurs de types différents des réacteurs à neutrons rapides à métal liquide ou dans les réacteurs de ces autres centrales, une telle application et une telle utilisation sont comprises à l'intérieur de l'étendue de l'applicabilité des équivalences de cette invention Un réacteur nucléaire à reutrons rapides à métal liquide (LMFR) comporte un coeur de combustible fissile et de matériau fertile. Le combustible fissile est habituellement de l'oxyde de plutonium. Le plutonium dans le PuO2 comporte un certain nombre d'isotopes : Pu238, Pu239, Pu240, Pu241, Pu242. Le Pu239 et le Pu241 sont fissiles. Le Pu239 constitue environ 86 du Pu et le Pu241 environ 2%.Le combustible fissile se trouve sous la forme de barres de combustible, chaque barre comportant une gaine d'acier inoxydable ou d'alliage de zirconium qui contient des pastilles d'oxydes de plutonium et d'uranium mélangés désignés par [(Pu-U)O2] et des pastilles de UO2. Dans les deux cas, le U02 contient de l'uranium appauvri. Le U02 sert de matériau fertile; la proportion de U235 dans cet uranium est d'environ 0,2. La proportion de PuO2 dans les barres de combustible est d'environ 12 à 25; le reste est du UO2. Le coeur comporte également des couvertures d'uranium appauvri servant de matériau fertile, disposées de façon circonférentielle et- au-dessus et en dessous.Egalement, le combustible fissile peut être du UO2 enrichi entre 12 et 25% en U235 mélangé à du U02 avec de l'uranium appauvri. On peut utiliser des carbures de plutonium et d'uranium à la place des oxydes. De façon caractéristique, le coeur peut être considéré comme ayant globalement la forme d'un cylindre circulaire, bien que, de façon stricte, sa section transversale soit polygonale avec un grand nombre de côtés. Les barres de combustible fissile sont assemblées dans une unité globalement cylindrique. Les couvertures peuvent comporter un anneau encerclant l'extérieur du cylindre fissile et des disques disposes sur les bases du cylindre fissile. Les barres de combustible fissile peuvent également être montées dans un anneau eomportant une partie de couverture dans le centre en plus des parties de couverture externes. Le caloporteur pour le LMFR est un metal liquide, de façon caractéristique du sodium liquide. Les coeurs des réacteurs à neutrons rapides à métal liquide ont une forte capacité de densité de puissance linéaire. La densité de puissance linéaire est définie comme étant le nombre de kilowatts par centimètre (kW/cm) de la barre de combustible. Selon les enseignements de la technique existante, les LMFR ont été conçus pour tirer parti de leur grande capacité de densité de puissance. Les volumes des coeurs ont été maintenus à un minimum afin d'obtenir une densité de puissance linéaire moyenne d'environ 0,246 kW/cm pour le combustible à l'oxyde et de 0,492 kW/ cm pour le combustible au carbure. Cette minimisation du volume du coeur a produit comme résultat des niveaux de fluence et d'épuisement qui limitent la durée de vie des ensembles de combustible à une plage située entre trois et cinq ans. De plus, l'intervalle de rechargement était habituellement limité, de par les possibilités des systèmes de commande actuels, à environ un an à cause de la perte importante de réactivité due à ltépuisement. La nécessité de rechargements fréquents présente de sérieux inconvénients. Le rechargement est en lui-même un processus complexe comprenant le retrait de la tête d'un réacteur et le remplacement de barres de combustible radioactif dans un environnement radioactif. Il est également nécessaire de manipuler le caloporteur hautement réactif qui se transforme rapidement en base caustique à l'air. Le coût de la main d'oeuvre est substantiel et le réacteur est éteint pendant des intervalles relativement longs. Les rechargements fréquents provoquent également des pertes de combustible initial, car des ensembles de combustible partiellement brûlé sont retirés durant les quelques premiers cycles de rechargement.Dans un cycle de rechargement annuel, durant lequel un quart du coeur est remplacé chaque année, les premier, deuxieme et troisième rechargements retirent du combustible qu n'est brûlé qu'au quart, à moitié et aux trois quarts, respectivement. Dans ce cas, la perte est des trois huitièmes d'un coeur; dans le cas d'un rechargement tous les cinq ans, cette perte est des deux cinquièmes d'un coeur. La perte peut être compensée par le retraitement, mais le retraitement n'est pas possible aux Etats-Unis, et, s'il devient possible, il sera coûteux. La construction d'une centrale électrique avec un LMFR de la technique existante est compliquée et le coût est matériellement accru par la nécessité de fournir l'appareillage de manipulation du combustible, les bâtiments pour renfermer cet équipement et les appareils pour déplacer cet équipement entre les bâtiments et le réacteur. De plus, il doit y avoir des piscines de stockage du combustible et des équipements de refroidissement pour manipuler les lots de combustible retirés annuellement, qui sont encore hautement fissiles et qui sont également hautement radioactifs. Un autre inconvénient est la détérioration de la gaine des barres de combustible et du combustible par la désagrégation résultant du fonctionnement avec une densité de puissance linéaire élevée. L'objet de cette invention est de remédier aux inconvénients de la technique existante et de procurer un procédé pour utiliser une centrale électrique dont la principale source d'énergie est un LMFR, de telle façon que le rechargement ne soit pas nécessaire durant toute la durée de vie du LMFR, de procurer un LMFR pour mettre ce procédé en oeuvre, et de procurer un procédé pour utiliser une centrale électrique dont la source d'énergie principale est un LMFR de telle sorte que des rechargements peu fréquents soient nécessaires durant la durée de vie de la centrale, de façon caractéristique à des intervalles d'au moins dix ans. Selon cette invention, le fonctionnement d'une centrale à LMFR sans recharger le réacteur pendant la durée de vie du coeur est réalisé en se basant sur la surrégénération fu combustible fissile à partir du matériau fertile afin d'étendre la durée de vie utile du coeur tout en travaillant à une faible densité de puissance linéaire. De façon caractéristique, la durée de vie du coeur est d'environ 30 ans. La surrégénération de combustible fissile limite, ou compense, la perte de réactivité. La surrégénération de combustible fissile est augmentée en minimisant la fuite des neutrons hors du coeur. Cet objet est accompli en dimensionnant le coeur de telle sorte que le rapport de sa hauteur sur son diamètre soit aussi proche que possible de 1.On peut montrer qu'un cylindre circulaire a une surface minimale pour un rapport de 1, de telle sorte que, dans un tel cylindre, la fuite des neutrons par la surface soit minimisée. Toutefois, le rapport de 1 ne peut pas, dans la pratique, être réalise, car il faut prendre en considération les nécessités de la commande (de longues barres de commande et un déplacement des barres de commande sur des distances substantielles) et la chute de pression dans le caloporteur lorsqu'il s'écoule à travers le coeur. Pour éviter des coûts de commande trop élevés et une trop forte chute de pression, ou une augmentation excessive du coût des pompes de caloporteur, le rapport est habituellement inférieur à 1. En ce qui concerne certains réacteurs, on a constaté que l'amélioration obtenue pour un accroissement du rapport hauteur-diamètre au-delà de 39t environ ne permettait pas de garantir les coûts additionnels. De façon caractéristique, la densité de puissance linéaire est limitée à environ un tiers de la densité de puissance linéaire de la technique existante. Pour le combustible à l'oxyde, la densité de puissance linéaire est limitée à environ 0,082 kW/cm.Pour produire avec un LMFR fonctionnant avec une faible densité de puissance linéaire une énergie de la même valeur que celle produite par un LMFR de la technique existante, qui fonctionne avec des densités de puissance linéaire élevées, le volume du coeur doit être accru afin de s-adapter aux barres de combustibles agrandies et au matériau fertile accru qui sont nécessaires. La hauteur d'un coeur de la technique existante est de façon caracteristique de 1,016 m environ. Le coeur selon cette invention a une hauteur comprise entre 1,52 et 1,83 m. Le diamètre du coeur est également accru, mais l'idéal du rapport de 1 entre la hauteur et le diamètre est approché mais non atteint. En ce qui concerne l'enrichissement du combustible fissile (Pu239, Pu241, U235) pour un coeur à longue durée de vie, cela dépend des besoins spécifiques de la centrale électrique, c'est-à-dire du niveau de puissance, de la durée de vie du coeur (10 ans, 15 ans, 30 ans), etc. En général, à tout niveau de puissance, le coeur à longue durée de vie a un enrichissement plus faible qu'un coeur qui est rechargé annuellement à cause du volume plus important et des fuites en neutrons réduites du coeur à longue durée de vie. De façon caractéristique, un coeur hétérogène de 1300 MW électriques qui doit être rechargé annuellement nécessite un enrichissement en Pu de 30% environ, tandis qu'un coeur à longue durée de vie de la même puissance de sortie nécessite environ 21%.Le coeur à longue durée de vie a plus de matériau fissile au commencement du fonctionnement, comme illustre dans les Tableaux IA, IB, IC qui suivent TABLEAU IA UTILISATION DE LA MASSE FISSILE DANS UN COEUR DE 1000 MW ELECTRIQUES POUR UN CYCLE D'EPUISEMENT (30 ANNEES DE FONCTIONNEMENT) Intervalle de rechargement Annuel 15 ans 30 ans Chargement initial en plutonium fissile (kg) 3.604 6.320 9.015 Plutonium additionnel nécessaire (kg) 20.903* 6.320 Plutonium total nécessaire (kg) 24.507 12.640 9.015 *29 rechargements annuels TABLEAU IB UTILISATION DE LA MASSE FISSILE DANS UN COEUR DE 330 MW ELECTRIQUES POUR UN CYCLE D'EPUISEMENT (30 ANNEES DE FONCTIONNEMENT) Intervalle de rechargément Annuel 15 ans 30 ans Chargement initial en plutonium fissile (kg) 1.644 2.400 3.390 Plutonium additionnel nécessaire (kg) 11.919* 2.400 Plutonium total nécessaire (kg) 13.563 4.800 3.390 *29 rechargements annuels TABLEAU IC UTILISATION DE LA MASSE FISSILE DANS UN COEUR DE 110 MW ELECTRIQUES POUR UN CYCLE D'EPUISEMENT (30 ANNEES DE FONCTIONNEMENT) Intervalle de rechargement Annuel 15 ans Chargement initial en plutonium fissile (kg - 1 à 1/4 du coeur) 845 1.865 Plutonium additionnel nécessaire (kg) 6.126* 1.865 Plutonium total nécessaire (kg) 6.971 3.730 *29 rechargements annuels La mise en pratique de cette invention produit les avantages principaux suivants 1.La construction de la centrale électrique nucléaire est simplifiée, avec une réduction concomitante du coût, en particulier grâce à l'élimination de l'appareillage de rechargement et de ses bâtiments et de l'équipement de transport que cet appareillage nécessite, et, également, grâce à l'élimination des équipements de stockage pour le combustible qui est retiré année après année, c'est-à-dire les piscines de stockage du combustible, les systèmes de refroidissement, etc. 2. Il y a une augmentation significative du temps durant lequel le LMFR est disponible, parce qu'aucun temps, ou peu de temps dans le cas de rechargements peu fréquents, n'est perdu au rechargement. 3. La nécessité de la fabrication, du transport et du retraitement du combustible est éliminée, sauf lors du démarrage et de la mise hors service d'une centrale électrique. 4. La sûreté du fonctionnement de la centrale électrique est amélioree parce que le réacteur fonctionne avec une faible densité de puissance linéaire et que la possibilité que le coeur ou le caloporteur subissent une surchauffe est réduite. 5. Le stockage de déchets nucléaires à fort niveau de radioactivite est éliminé. 6. La prolifération de plutonium qui pourrait accidentellement tomber entre les mains de terroristes ou de dangereux fanatiques est réduite. 7. Comme, dans le cas d'un réacteur non rechargeable, la tête de fermeture du réacteur n'a pas besoin d'être retirée jusqu'a la mise hors service de la centrale, la structure de la tête de fermeture est simplifiée. 8. La détérioration des barres de combustible est réduite et/ou la fraction du volume de combustible peut être augmentée. 9. On estime que la capacité de combustion du combustible est augmentée d'environ 30%. Les progrès technologiques ont actuellement porté la capacité de combustion de 170.000 mégawatts-jours par tonne métrique environ à 220.000 MW-jour/t environ. Avec un coeur non rechargeable sur 30 ans selon cette invention, une capacité de combustion de 290.000 MW-jour/t environ est possible. 10. On estime que le coût de l'énergie est réduit d'environ 20%. Cette invention privilégie l'extension de la durée de vie du combustible, au détriment de l'élévation de la densité de puissance. Cela suppose que la quantité de métaux lourds (matériau fertile) et le volume du coeur soient augmentés, de façon caractéristique d'un facteur compris entre 2 et 3,5, selon que le combustible comporte des carbures ou des oxydes d'uranium ou de plutonium. Cette augmentation de volume produit une diminution correspondante du niveau de flux, et un environnement moins agressif qui produit moins de détériorations dues à l'irradiation du combustible dans une période de temps donnée. Lorsque cette augmentation de volume est combinée à la capacité en énergie accrue du combustible mentionnée précédemment, une durée de vie de 30 ans sans rechargement de l'ensemble parait hautement attractive d'un point de vue économique. Pour un coeur non rechargeable avec un combustible aux métaux lourds et aux carbures, les caractéristiques de surrégénération interne au coeur limitent les pertes de réactivité à un niveau facilement contrôlé situé entre 2 et 3t AK/K. Les combustibles aux oxydes produisent une surrégénération de matériaux fissiles moindre et souffrent par conséquent de pertes de réactivité plus importantes. Les prévisions pour le fonctionnement d'un coeur à oxyde à longue durée de vie sont réalisables en quantifiant la sensibilité de la réactivité nucléaire à la hauteur du coeur.Un coeur à oxyde d'une hauteur de la technique existante de 102 cm (40 pouces), mais avec trois fois le volume de la technique existante, présente des pertes de réactivité supérieures à 10t AK/K. Si ce même volume de coeur est conservé tout en portant la hauteur à 183 cm (72 pouces), les pertes de réactivité sont réduites à 3t AK/K. Grâce à une sélection appropriée des paramètres du combustible, par exemple le diamètre des broches, le rapport pas-diamètre, l'augmentation de température du coeur, etc., l'augmentation de la chute de pression du caloporteur lorsqu'il s'écoule à travers le coeur -st minimisée ou entièrement éliminée. Les changements du coeur, selon cette invention, peuvent également affecter les coefficients températureréactivité. La valeur de la constante Doppler augmente de 17%, tandis que le coefficient de dilatation radiale diminue approximativement de 5%. Le coefficient de dilatation radiale relie le changement de la réactivité du coeur (AK/K) aux changements du rayon du coeur se produisant du fait de la dilatation thermique des structures de support du coeur. L'augmentation des températures dilate en général le coeur, ce qui éloigne les barres de combustible, et réduit par conséquent la réactivité. L'effet Doppler consiste en une diminution de la réactivité lorsque la température du caloporteur augmente durant la mise en service et en une augmentation de la réactivité lorsque la température du caloporteur diminue lors de l'arrêt. L'effet Doppler et le coefficient de dilatation radiale introduisent des facteurs de rétroaction négative lors du démarrage et des facteurs de rétroaction positive lors de l'arrêt. Les changements du coeur décrits ci-dessus ne semblent pas avoir d'effet conséquent sur les caractéristiques en ce qui concerne l'effet Doppler et le coefficient de dilatation radiale. Un réacteur non rechargeable, de façon caractéristique avec un coeur non rechargeable ayant une durée de vie de 30 ans, présente un avantage unique. Mais on peut avoir des installations de centrales électriques dans lesquelles une densité de puissance linéaire plus élevée et un coeur avec un volume plus petit, nécessitant un rechargement minimal, sont souhaitables. Un fonctionnement de centrale electrique dans lequel l'intervalle de rechargement est d'au moins 5 ans et colncide avec les autres interruptions de maintenance principales de la centrale se trouve à l'inte- rieur de l'étendue de l'applicabilité des principaux aspects de cette invention. Dans le cas où des interruptions à des intervalles plus rçpprochés deviennent nécessaires à des fins de maintenance, des rechargements limités peuvent se produire durant ces interruptions.Le rechargement limité doit être distingué du rechargement annuel qui est nécessaire pour les LMFR de la technique existante dans lesquels un quart ou un cinquième des barres de combustible est remplacé annuellement. Le cycle de rechargement de 5 ans ou plus se situe à l'intérieur de l'étendue de l'applicabilité de cette invention. Il suppose une densité de puissance linéaire substantiellement plus faible et une augmentation substantielle du volume du coeur par rapport aux LMFR de la technique existante. Un intervalle de rechargement de 5 ans ou plus procurera la disponibilité de centrale accrue d'un coeur de 30 ans de durée de vie, tout en autorisant un volume de coeur réduit par rapport au coeur de 30 ans de durée de vie.Cet aspect de l'invention n'offrira pas la simplification de la tête de fermeture, ni-l'élimination de ltéquipement de manipulation du combustible et des équipements de retraitement présentées par le coeur de 30 ans de durée de vie. Pour une meilleure compréhension de cette invention, aussi bien en ce qui concerne son organisation que son procédé de fonctionnement, ainsi que des objets et avantages additionnels de celle-ci, référence est faite à la description qui suit, prise en relation avec les dessins joints, dans lesquels la Figure 1 est une vue schématique montrant une centrale électrique dans le fonctionnement de laquelle le procédé de cette invention est mis en pratique et montrant également un réacteur à neutrons rapides à métal liquide représentant cette invention; la Figure 2 est une vue en coupe transversale montrant un coeur homogène inclus dans le LMFR montré en Figure 1; la Figure 3 est une vue en coupe transversale montrant un coeur hétérogene qui pourrait également être inclus dans le réacteur montré en Figure 1;; la Figure 4 est un graphique montrant l'effet sur la réactivité de différents rapports hauteur sur diametre de coeurs ayant le même volume; la Figure 5 est un graphique montrant la relation entre la durée de vie et l'excédent de réactivité pour un réacteur selon cette invention, par rapport à un réacteur selon les enseignements de la technique existante, tous les deux étant conçus pour délivrer une puissance de même valeur la Figure 6 est un graphique montrant l'effet de la fraction de volume du combustible dans le coeur sur l'excédent de réactivité;; les Figures 7 et 9 sont des graphiques similaires à la Figure 4 montrant l'effet sur la durée de vie du rapport hauteur sur diamètre du coeur avec le même volume pour des réacteurs de 330 MW électriques et de 110 MW électriques fonctionnant avec une faible densité de puissance linéaire, et la Figure 8 est un graphique comparant l'effet d'une disposition de coeur hétérogène à une disposition de coeur homogene pour un réacteur de 330 MW électriques; la Figure 10 est un graphique comparant la réac- tivité et la durée de fonctionnement avec une faible densité de puissance linéaire et une densité de puissance linéaire élevée; ; la Figure 11 est un graphique comparant l'excédent de réactivité en fonction du temps pour des barres à longue durée de vie contenant du combustible à l'oxyde d'uranium et un combustible à oxydes mélangés [(Pu-U)O2], tous deux utilisés avec une faible densité de puissance linéaire; la Figure 12 est un graphique montrant l'indispo nibilité de la centrale électrique en fonction de l'intervalle de rechargement, et la Figure 13 est un graphique montrant l'excédent de réactivité en fonction du temps pour des coeurs conçus pour fonctionner pendant des durées de vie différentes. La Figure 1 montre une centrale électrique 21 comportant un réacteur 23 à neutrons rapides à métal liquide du type piscine, un échangeur de chaleur extérieur 25 et une turbine 27. La Figure 1 est une présentation simplifiée. Le réacteur 23 est suspendu sur un support 29. Principalement, les composants du réacteur comprennent une cuve de réacteur 31 qui est enfermée dans une cuve de sécurité 33. A l'intérieur de la cuve de réacteur se trouvent une pompe 35, un coeur 37, un échangeur de chaleur intermédiaire 39, et des équipements internes supérieurs globalement indiqués en 41. Ces composants sont entourés par une piscine 42 de sodium liquide, renfermée de façon caractéristique à l'inte- rieur de la cuve de réacteur 31. On notera que cette invention est aussi bien applicable à un réacteur du type à boucle qu'à un réacteur du type à piscine. Dans sa section transversale, le coeur 37 a la forme d'un polygone. Cependant, comme la dimension de la section transversale à travers le centre du coeur est grande et que le nombre de côtés du polygone est élevé, pour des raisons pratiques, on peut considérer que la section transversale du coeur est circulaire, avec un rayon égal au rayon du cercle circonscrivant le polygone. Le coeur peut être considéré comme étant circulaire et cylindrique. Les LMFR sont décrits comme étant homogènes ou hétérogènes en fonction de la structure de leur coeur. La Figure 2 montre la coupe transversale d'un coeur homo gene 37M. Un tel coeur comporte un cylindre central 51 de combustible fissile à faible enrichissement, de façon carac téristique entre 17 et 19%, encerclé par un anneau 53 de combustible fissile à enrichissement plus élevé, de façon caractéristique entre 25 et 30%. Le cylindre 51 et l'anneau 53 sont composés d'oxydes ou de carbures de Pu et de U mélangés [(Pu-U)O2; (Pu-U)C] du combustible fissile, et d'oxyde ou de carbure d'uranium appauvri. Le plutonium comprend la totalité de ses isotopes qui sont habituellement présents, mais comporte de grandes quantités des isotopes fissiles : Pu239 (environ 86%) et Pu241 (environ 2%). La proportion du plutonium dans les pastilles de combustible est comprise entre 20 et 30% environ.L'uranium dans le cylindre et l'anneau sert de matériau fertile et est converti en plutonium par la réaction neutronique. L'anneau 53 est encerclé par un anneau 55 de matériau fertile, de façon caractéristique de l'oxyde ou du carbure d'uranium appauvri avec environ 0,2t de U235. Il y a également des disques de couverture d'uranium appauvri au-dessus et en dessous .du coeur 37. Si l'on se réfère à la Figure 3, le coeur hétérogène 37T comporte un cylindre central 57 de matériau fertile encerclé par des anneaux 59, 61, 63, 65, 67, 69, alternativement en matériau fertile et en combustible fissile. Le coeur 37 est monté sur des supports de coeur 71 et est enfermé dans un fût de blindage 73. Le caloporteur, du sodium liquide, est transmis à la base du coeur 37 par la pompe 35 par l'intermédiaire du conducteur 75 et est entralné par la pompe vers le haut à travers le coeur. Les barres de commande 77 sont actionnées par un mécanisme (non représenté) dans les équipements internes supérieurs 41 de façon à rentrer et à sortir du coeur en fonction de la demande de puissance ou d'autres indications. Le combustible fissile se trouve sous la forme de pastilles enrobées dans des cylindres d'acier inoxydable ou d'alliage de zirconium. Les cylindres contenant les pastilles sont décrits comme étant des barres de combustible. La densité de puissance linéaire ou niveau de puissance réactive est déterminé par une procédure de démarrage appropriée par l'intermédiaire du déplacement et du positionnement des barres de commande 77. Selon cette invention, le fonctionnement avec une longue durée de vit du réacteur est obtenu en réduisant la densité de puissance linéaire à une fraction, de façon caractéristique environ un tiers, de la densité de puissance qui est utilisée dans le fonctionnement de la technique existante et en augmentant le volume du coeur, c'est-à-dire le nombre ou la longueur des barres de combustibles, de telle sorte que la puissance nécessaire soit dérivée pour la centrale électrique à LMFR.De plus, le coeur est di mensionné de telle sorte que le rapport de sa hauteur sur son diamètre soit aussi proche de 1 que possible, en prenant en considération les autres contraintes du réacteur et du fonctionnement de la centrale électrique, et, en particulier, les contraintes de commande et de chute de pression dans le caloporteur lorsqu'il est entraîné à travers le coeur 37 par la pompe 35. Le fait est qu'il doit exister un compromis entre le souhait d'atteindre l'idéal d'égalité entre la hauteur et le diamètre et la réalité de l'entralne- ment d'un caloporteur à travers le coeur avec des pompes raisonnablement disponibles et des barres de commande de dimensions raisonnables.Lorsque l'on est arrivé à cette invention, on s'est rendu compte que dans certaines situations, une augmentation de hauteur au-delà d'un rapport hauteur sur diamètre de 39t environ n'apportait qu'une faible amélioration au fonctionnement ou a la durée de vie du réacteur. Les avantages de cette invention et certaines de ses ramifications vont à présent être présentés en se référant aux Figures 4 à 13. Dans la Figure 4, l'excédent de réactivité en pourcentage (%au) est tracé verticalement en fonction de la durée de vie en années du réacteur sans rechargement, qui est tracée horizontalement. Le graphique est basé sur les données pour un réacteur surrégénérateur à neutrons rapides à métal liquide délivrant une puissance électrique de 1000 mégawatts (2740 MW thermiques) chargé d'oxydes de plutonium mélangés à de l'oxyde d'uranium appauvri et disposés comme exposé ci-dessus. Toutes les courbes sont données pour un réacteur du même volume et avec la même proportion de métaux lourds, mais pour différentes hauteurs et différents diamètres, fonctionnant avec une densité de puissance linéaire de 0,08 kW/cm (2,5 kW/pied).Les courbes sont tracées pour des coeurs, comme indiqué, ayant des hauteurs de 240 cm (8 pieds), 180 cm (6 pieds) et 100 cm (40 pouces). Le Tableau 1, ci-dessous, montre les données pertinentes pour les coeurs. TABLEAU 1 Rapport hauteur Hauteur en cm Diamètre en cm sur diametre 240 405 0,60 180 460 0,39 100 625 0,16 Comme indiqué, les tracés en lignes tiretées 81 et 83 représentent le cycle de durée de vie pour un réacteur ayant une hauteur de 100 centimètres (40 pouces, 3 pieds 1/3), avec un excédent de de réactivité initial (AK/K) de 2% et de 8%, respectivement, et l'amorçage EK désiré est obtenu en faisant varier l'enrichissement initial. L'excédent de réactivité dans chaque cas diminue continuellement à une vitesse réduite, le fonctionnement commençant avec un excédent de 2t AK/K ayant une durée de vie de 14 ans environ et l'autre ayant une durée de vie de 21 ans environ. La durée de vie du réacteur fonctionnant 14 ans peut être prolongée par le rechargement comme indiqué par la ligne de tirets et de points en dents de scie 85. La courbe de traits et de points 87 présente l'excédent de réactivité en fonction de la durée de vie pour un coeur ayant une hauteur de 180 centimètres (6 pieds) et le même volume que pour les courbes 81 et 83. Dans le cas du coeur de 180 centimètres (6 pieds), la réactivité augmente durant les quartorze premieres annees, approximativement, puis décroit ensuit graduellement jusqu'à la fin de la durée de vie, à 30 ans. A la réactivité maximale, le coeur a délivré environ 150.000 mégawatts-jours par tonne métrique, et, à la fin de la durée de vie, le coeur a délivré environ 300.000 MW-jours/t. L'augmentation de la réactivité montrée par la courbe 87 résulte du fait que la surface exterieure du coeur est réduite en fonction de l'augmentation du rapport hauteur sur diamètre (H/D) de 0,16 à 0,39.Du fait de la surface réduite pour le cylindre de 180 centimètres (6 pieds), les fuites de neutrons sont minimisées et la surrégénération de combustible fissile est maximisée de façon correspondante. Les courbes en traits pleins 89 et 91 sont les courbes de durée de vie pour le coeur ayant une hauteur de 240 centimètres (8 pieds), la courbe 89 pour un excédent de réactivité au démarrage de 2%, et la courbe 91 pour un excédent de 6%, et pour H/D = 0,60. La durée de vie de ce coeur de 240 centimètres (8 pieds) n'est prolongée que jusqu'à 31 ans environ pour oX/K = 2t et jusqu a 32 ans environ pour ssK/K = 6%. Ce faible accroissement de la durée de vie ne permet pas de résoudre les contraintes de commande accrues et les problèmes de chute de pression que le coeur de 240 centimetres (8 pieds) amène en comparaison avec un coeur de 180 centimètres (6 pieds).Pour le réacteur décrit, fonctionnant avec une faible densité de puissance linéaire, le rapport de H/D = 0,39 est un compromis inhabituellement heureux. Le Tableau 2 qui suit montre les taux de surrégénération au démarrage dans les différentes régions du coeur : TABLEAU 2 TAUX DE SURREGENERATION PAR REGION EN FONCTION DE LA HAUTEUR DU COEUR (1000 MW électriques, faible densité de puissance) Taux de surrégénération Hauteur du Couverture Couverture coeur (cm) Total Coeur actif radiale axiale 240 1,46 1,26 0,15 0,05 180 1,45 1,23 0,14 0,08 100 1,43 1,11 0,11 0,21 Le taux de surrégénération est défini par Combustible fissile produit Combustible fissile consomme La distribution de la surrégénération dans le coeur 37 que montre le Tableau 2 est significative. Un rapport H/D accru déplace la surrégénération des couvertures (principalement axiale) à la région active du coeur.La surrégénération axiale est réduite de 0,21 dans la couverture axiale du coeur de 100 centimètres (40 pouces) à 0,08 dans la couverture axiale du coeur de 180 centimètres (6 pieds), et est accrue de 1,11 dans la région active du coeur de 100 centimètres (40 pouces) à 1,23 dans la région active du coeur de 180 centimètres (6 pieds). Dans tous les cas représentés en Figure 4, la fraction du volume du combustible est de 46t et le volume du coeur est maintenu constant lorsque la hauteur varie. La Figure 4 montre que, lorsque la hauteur est accrue, les pertes due réactivité sont réduites. L'augmentation de hauteur réduit la surface, ce qui réduit les pertes de neutrons provoquées par les fuites. Dans la Figure 5, l'excédent de réactivité (%AK/K) est tracé verticalement en fonction de la durée de vie en annees, qui est tracée horizontalement. Le graphique montre la durée de vie pour un coeur de 1000 MW électriques ayant une hauteur de 180 centimètres. La courbe de tirets 93 présente le fonctionnement avec une densité de puissance linéaire de 0,25 kW/cm et la courbe en trait plein 95 présente le fonctionnement à 0,08 kW/cm. Le coeur fonctionnant avec une densité de puissance linéaire élevée contenait le tiers du métal lourd contenu dans le coeur à faible densité de puissance linéaire et avait le tiers de la longueur des barres de combustible.La durée de vie pour le fonctionnement avec une densité de puissance linéaire élevée est d'environ neuf ans, tandis que la durée de vie pour le fonctionnement avec une faible densité de puissance linéaire est de trente ans. Le fonctionnement avec un tiers de la densité de puissance étend la durée de vie d'un facteur supérieur à 3. A 10 ans et à 30 ans, respectivement, l'utilisation du métal lourd est la même pour le fonctionnement à puissance élevée et à faible puissance. L'epuisement du combustible est le même pour le fonctionnement avec la faible densité de puissance et pour trois fois la faible densité de puissance, et, par conséquent, la dure de vie avec la faible densité de puissance devrait, en théorie, être égale à trois fois la durée de vie avec une densité de puissance élevée.La différence peut être attribuée aux fuites accrues et à la surrégénération interne réduite dans la région active plus petite dans le coeur à densité de puissance linéaire élevée. Le fonctionnement avec une densité de puissance linéaire plus faible soumet la gaine à des niveaux de flux de neutrons réduits et diminue la dilatation des pastilles de combustible. Un avantage de ce fonctionnement est que l'épaisseur de la gaine peut être réduite et la fraction de volume du combustible accrue de façon correspondante, ou, également, que la gaine peut être utilisée pendant un intervalle plus long. Cet avantage, comme l'avantage du rapport H/D plus élevé, est sujet à un compromis parce qu'une reduc- tion excessive de l'épaisseur de le gaine pourrait provoquer la détérioration de la gaine même avec de faibles densités de puissance linéaire. La Figure 6 montre l'effet de la fraction de volume du combustible sur la durée de vie pour des coeurs de 180 centimètres (6 pieds) de haut et de 100 centimètres (40 pouces) de haut fonctionnant à 0,25 kW/cm (7,5 kW/pied). En Figure 6, l'excédent de réactivité en pourcentage est tracé verticalement et la durée de vie est tracée horizontalement. Les courbes de tirets 101 et 103 correspondent à des fractions de volume nominales du combustible de 42% environ pour le coeur de 100 centimètres (40 pouces) et pour le coeur de 180 centimètres (6 pieds). Les courbes en traits pleins 105 et 107 sont les courbes correspondantes pour la fraction de 46% de combustible en volume. Dans le cas du coeur de 100 centimètres, la fraction de 46% de combustible en volume étend la durée de vie d'environ trois ans à cinq ans, et, dans le cas du coeur de 180 centimètres (6 pieds), la durée de vie est étendue de 7,5 ans à environ 8,75 ans. L'augmentation résultant d'un accroissement de 5% seulement de la fraction de volume du combustible est substantielle. Le fait qu'une augmentation du rapport H/D augmente également la durée de vie des réacteurs délivrant une puissance inférieure à 1000 MW électriques est montré dans les Figures 7 et 9. Ces graphiques sont similaires à celui de la Figure 4. La Figure 7 présente la relation pour un réacteur homogène de 330 MW electriques et la Figure 9 compare la relation entre l'excédent de réactivité et la durée de vie d'un coeur de 100 MW électriques pour différents rapports H/D. Pour la hauteur de 180 centimètres (6 pieds), H/D est supérieur à 1, ce qui n'est pas une relation optimale. La Figure 8 compare des coeurs hétérogène et homogène de 330 MW électriques. Les différences dans les courbes de réactivité pour les trois niveaux de puissance peuvent être comprises en comparant les données de taux de surrégénération. Le Tableau 3 contient Les données de taux de surrégénération pertinentes pour ces niveaux de puissance. TABLEAU 3 TAUX DE SURREGENERATION PAR REGION EN FONCTION DE LA PUISSANCE DU COEUR Faible densité de puissance avec une hauteur de 180 centimètres (6 pieds) Taux de surrégénération Puissance du Couverture Couverture coeur (MWe) Total Coeur actif radiale axiale 1000 1,45 1,23 0,14 0,08 330 1,45 1,17 0,20 0,08 110 1,39 0,96 0,36 0,07 Les taux de surrégénération pour les coeurs de 1000 et de 330 MW électriques sont essentiellement les mêmes, mais le taux de surrégénération total chute substantiellement en dessous de 330 MW électriques. La distribution de la surrégénération de matière fissile a également une influence importante sur la durée de vie. Le taux de surrégénération de la couverture axiale est presque indépendant de la puissance du réacteur. Ceci correspond aux prévisions, car les coeurs sont tous de la meme hauteur.Mais la reduction de la puissance du coeur, qui s'effectue en réduisant le diametre actif du combustible, deplace la production de matière fissile du coeur actif aux couvertures radiales (on peut comparer la troisième et la quatrième colonnes). La surrégénération dans la région de couverture est symptomatique de l'accroissement des fuites de neutrons hors du coeur actif, qui diminuent la surrégénération interne et augmentent par conséquent la perte de réactivité. La diminution du niveau de puissance (et du volume) réduit la durée de vie que le coeur peut atteindre en augmentant la variation de combustion de la réactivité. En Figure 10, la combustion estimée en MW-jours/t et la durée de vie estimée sont tracés verticalement à gauche et à droite, respectivement en fonction de la puissance du réacteur tracée horizontalement pour un réacteur avec un coeur d'oxydes mélangés homogène. La courbe 113 présente le fonctionnement avec une densité de puissance linéaire élevée et la courbe 114 présente le fonctionnement avec une faible densité de puissance linéaire. Dans les petits coeurs, les contraintes d'excédent de réactivité plus élevé pour la combustion limitent la durée de vie opérationnelle durant laquelle la criticité peut être maintenue, et limitent par conséquent la combustion maximale du combustible qui peut être obtenue. Pour de grands coeurs, un excédent de réactivité moindre est nécessaire et la capacité de combustion du combustible est limitée par les efforts sur la gaine. Les limites d'effort sur la gaine et d'excédent de réactivité sont atteints avec des combustions plus élevées pour des coeurs avec une faible densité de puissance linéaire qu'avec une densité de puissance élevée. Pour des configurations de coeurs hétérogènes, la combustion maximale du combustible sera généralement plus importante à chaque niveau de puissance que ce qui est montré en Figure 10. Le Tableau 4 ci-dessous montre la combustion maximale estimée pouvant être obtenu en fonction du niveau de puissance. TABLEAU 4 COMBUSTION MAXIMALE POUR DES COEURS A COMBUSTION LINEAIRE (HOMOGENES) Puissance linéaire maximale (kW/cm) 0,5 0,16 Puissance du réacteur (MW électriques) Combustion (MW-jours/t) 1300 200.000 290.000 330 180.000 250.000 110 90.000 180.000 Dans les grands coeurs (par exemple, 1300 MW électriques), la pleine capacité de combustion du combustible aux oxydes mélangés (PuO2 fissile et U02 appauvri) basée sur les limites de contraintes des gaines peut être utilisée. Les combustions pouvant être obtenues sont réduites lorsque la taille du réacteur diminue à cause des limites de l'excédent de réactivité. Cependant, même dans un petit coeur, la combustion maximale du combustible pourrait être doublée en fonctionnant a une faible densité de puissance grâce à la durée de vie accrue dérivée des caractéristiques de surrégénération améliorées. Le Tableau 5 ci-dessous compare l'utilisation de la masse fissile ou la consommation de masse fissile pour un coeur de la technique existante et un coeur à longue durée de vie délivrant 1000 MW électriques en 30 ans. TABLEAU 5 UTILISATION DE LA MASSE FISSILE (1000 MW électriques) Coeur de la Coeur à technique longue existante durée de vie Masse fissile brûlée en 30 ans 27.000 27.000 Gain fissile net 7.600 4.200 Production fissile globale (kg) 34.600 31.200 Le coeur de la technique existante a une autonomie en combustible de 5 ans avec une combustion maximale de 170.000 MW-jours/t. Un cinquième du coeur est rechargé chaque année. Le coeur à longue durée de vie nécessite un chargement initial significativement plus important que celui d'un coeur de la technique existante. Mais les nécessités de rechargement pour un coeur de 30 ans de fonctionnement de la technique existante avec un cycle de rechargement complet contrebalancent très largement cette masse fissile initiale importante.En définitive, le coeur à longue durée de vie nécessite un chargement en plutonium significativement moins important. Comme les deux concepts produisent une puissance de la même valeur, c'est essentiellement la même masse fissile qui est brûlée. Pendant cette période, le coeur de la technique existante produit un gain fissile net de 7.600 kg environ, tandis que le coeur à longue durée de vie produit un gain de 4.200 kg. Dans ce mode de fonctionnement, le coeur à longue durée de vie présente des coûts de cycle de combustible réduits car il faut moins de combustible fissile (d'un facteur proche de 2; voir Tableau IA). La plus grande partie de la masse fissile brûlée durant la durée de vie du coeur est produite in situ dans le coeur de réacteur à longue durée de vie, au lieu d'être ajoutée périodiquement par l'intermédiaire du rechargement. En Figure 11, l'excédent de réactivité en pourcentage est tracé verticalement en fonction de la durée de vie en années tracée horizontalement pour un réacteur de 1000 MW électriques chargé à l'oxyde de plutonium mélangé à du U02 appauvri, et pour un réacteur chargé à l'oxyde d'uranium enrichi mélangé à du UO2 appauvri. Les deux coeurs ont le même volume et fonctionnent avec la même faible densité de puissance. L'oxyde mélangé [(Pu-U)02) est présent dans les quantités décrites ci-dessus, c'est-à-dire entre 20% et 30% d'oxyde de plutonium et le reste d'oxyde d'uranium appauvri (enrichissement 0,2%). Le réacteur au U02 comprend de l'uranium à environ 17g d'enrichissement. La courbe 115 montre que l'excédent de réactivité pour le réacteur au UO2 décroît progressivement de 4% à 0 en 20 ans environ. L'excédent de réactivité du réacteur à oxydes mélangés comme montré par la courbe 117 augmente de 2% à 4% environ à 14 ans environ, puis décroît ensuite jusqu'à 0 à 30 ans. Bien qu'une durée de vie de 30 ans du coeur soit plus difficile à obtenir avec un coeur au U02 qu'avec un coeur aux oxydes mélangés, la durée de vie du coeur au U02 peut être augmentée matériellement en ajoutant au coeur des dispositions facilitant la surrégénération. Une amélioration de 5 ans de la durée de vie peut être obtenue avec l'introduction d'un modèle d'ensemble de coeur hétérogéne optimisé pour maximiser le rendement de la surrégénération. Une extension additionnelle de 5 ans de la durée de vie peut être obtenue grâce à une région de coeur active agrandie. Les calculs indiquent que 20% de combustible en plus (correspondant à un écart suppplémentaire des caractéristiques du coeur de 0,066 kW/cm) seraient suffisants. Ces caractéristiques produiraient une durée de vie de 30 ans du coeur au U02. Un réacteur à longue durée de vie au U02 se situe à l'intérieur de l'étendue de l'applicabilité des équivalences de cette invention. En Figure 12, l'indisponibilité de la centrale électrique en pourcentage est tracée verticalement en fonction des intervalles de rechargement en années, tracés horizontalement. Cette courbe 121 est basée sur les suppositions que le rechargement est effectué en un mois et que les autres arrêts sont indépendants du rechargement. Bien que ces suppositions puissent varier, la courbe procure une évaluation représentative pour la conception de grandes centrales. Avec une approche de rechargement annuel, la centrale est indisponible plus de 8% du temps. Une durée de vie de 30 ans réduit l'indisponibilité à moins de 0,3%. La plus grande partie du gain de disponibilité a été obtenue avec un intervalle de rechargement de seulement 10 ans. On va à présent prendre en considération le rechargement après 15 ans. La Figure 13 est un graphique de l'excédent de réactivité tracé verticalement en fonction du temps en années tracé horizontalement pour un coeur de 30 ans de durée de vie et deux coeurs de 15 ans de durée de vie. La courbe 131 est le tracé pour le coeur de 30 ans de durée de vie et les courbes 133 et 135 sont les tracés pour les coeurs de 15 ans de durée de vie. Les coeurs dont traite la Figure 13 sont des coeurs comportant du PuO2 et du UQ appauvri. Le Tableau 6 qui suit présente les paramètrespour les trois coeurs. TABLEAU 6 COMPARAISON DE CONCEPTS DE COEURS HOMOGENES DE 1000 MW ELECTRIQUES A LONGUE DUREE DE VIE 30 ans de durée de vie 15 ans de durée de vie Option 1 Option 2 Courbe 131 Courbe 133 Courbe 135 Hauteur du coeur (cm) 180 150 150 Rayon du coeur (cm) 220 195 205 Volume relatif 1,0 0,62 0,65 Puissance linéaire moyenne (kW/cm) 0,08 0,13 0,07 Diamètre extérieur des broches (mm) 10 10 8 Fraction de combustible en volume 0,46 0,42 0,38 Chute de pression dans le coeur (atmosphères) 4,5 7 7 Proportion de métal lourd 1,0 0,59 0,58 La différence importante entre les coeurs de 30 ans de durée de vie et de 1 5 ans de durée de vie est due à l'influence que la chute de pression dans le coeur exerce sur les coeurs.Idéalement, un coeur de 15 ans de durée de vie devrait contenir moitié moins de métal lourd qu'un coeur de 30 ans de durée de vie pour conserver la même combustion de combustible et maintenir par conséquent des coûts de cycle de combustible bas. Une approche consisterait à conserver les dimensions du coeur de combustible et à utiliser seulement moitié moins d'ensembles de combustible. Cependant, des dimensions identiques produisent une densité de puissance spécifique accrue qui nécessite un débit plus important et augmente la chute de pression. Par conséquent, le coeur de 15 ans de durée de vie doit être ouvert (augmentation du rapport pas sur diamètre des broches) et la hauteur du coeur doit être réduite pour diminuer la chute de pression. Ces changements réduisent effectivement la fraction de volume du combustible et réduisent par conséquent la surrégénération interne et raccourcissent la durée de vie du coeur. Une deuxième alternative consiste à utiliser des broches de combustibles plus petites; mais des broches plus petites ont également pour effet de réduire la fraction de volume du cpmbustible. D'après le Tableau 6, les deux options à 15 ans de durée de vie produisent presque la même proportion de métal lourd et de masse fissile.Les deux coeurs nécessitent presque 60% du métal lourd du coeur de 30 ans de durée de vie, ce qui est supérieur de 10% au point d'utilisation identique de métal lourd. Un coeur de 180 centimètres (6 pieds) devrait améliorer nominalement la surrégénération et réduire le métal lourd, mais la chute de pression serait trop élevée. L'option à grandes broches a une fraction de volume plus importante, et une durée de vie légèrement plus grande avec un approvisionnement moindre en matières fissiles. L'option 2 est intéressante en ce que les spécifications de réactivité des barres de commande sont inférieures de 1,5tAK, approximativement. Les coûts du cycle de combustible pour ces options à 15 ans de durée de vie sont pratiquement les mêmes puisqu'elles ont pratiquement les mêmes proportions de matières fissiles et de métal lourd. Les Tableaux 7 à 10 qui suivent présentent des comparaisons économiques entre la technique existante et cette invention. TABLEAU 7 COUTS TOTAUX DE L'ENERGIE ELECTRIQUE (OXYDES MELANGES) Millièmes de dollars/kWh LMFR de la technique LMFR de existante l'invention Capital 38,0 37,1 Cycle du combustible 10,1 5,5 Fonctionnement Réduction et maintenance 6,1 6,1 du coût de l'énergie Coût total de électrique l'énergie électrique 54,2 48,7 10% Disponibilité accrue 43,7 19% TABLEAU 8 UTILISATION DE LA MASSE FISSILE* (30 ANS) Coeur de 10 ans de durée de vie Technique existante de l'invention Chargement en plutonium fissile initial (kg) 5.830 8.430 Plutonium additionnel nécesaire pour le rechargement (kg) 56.347 16.860 Plutonium total nécessaire (kg) 62.347 25.290 *En supposant qu'il nty ait pas de retraitement TABLEAU 9 COMPARAISON DES COUTS INITIAUX (MILLIONS DE DOLLARS) Coeur de 10 ans de durée de vie Technique existante* de l'invention Première fabrication du coeur 150 188 Plutonium du premier coeur et du rechargement, à $10/g ($25/g) 89 (223) 84 (210) Coût initial du (des) coeur(s) 239 (373) 272 (398) Intervalle de rechargement (années) 1 10 *1 à 2/3 de coeurs TABLEAU 10 COUTS DU CYCLE DU COMBUSTIBLE (MILLIEMES DE DOLLARS/KWH) Mise au rebut Retraitement Coeur de Coeur de Composants du Tech. l'inv. Tech. l'inv. cycle du combustible exist. (30 ans) exist. (30 ans)* Première fabrication du coeur 1,0 3,3 1,0 3,3 Fabrication annuelle 4,9 --- 4,9 Plutonium initial du coeur 0,6 1,2 0,6 1,2 Plutonium annuel 2,6 -- Gain annuel de plutonium --- --- -0,6 Plutonium final du coeur --- --- -0,5 -1,4 Retraitement annuel --- --- 2,7 Traitement final du coeur --- --- 0,4 1,2 Dépenses de stockage et de transport du combustible 1,0 1,0 1,0 1,0 Coût total du cycle du combustible avec un facteur de capacité = 0,65 10,1 5,5 9,5 5,3 = 0,725 --- 5,0 --- 4,9 Réduction du coût du cycle du combustible avec mise au rebut M 5,1 millièmes de dollars/kWh *Retraitement lors de la mise hors service Ces tableaux parlent d'eux-mêmes. Bien que l'on ait décrit la pratique préférée et une réalisation préférée de cette invention, de nombreuses modifications de celle-ci sont réalisables. Cette invention ne doit pas être restreinte, sauf dans la mesure où cela est rendu nécessaire par la technique existante. Revendications 1. Réacteur à neutrons rapides à métal liquide (23) ayant un coeur cylindrique (37) globalement circulaire avec des matériaux fissiles et fertiles disposés à l'intérieur de celui-ci, une pompe (35) pour transmettre le caloporteur à travers ledit coeur (37), et des barres de commande (77) connectées au coeur (37) pour commander la réactivité de celui-ci, caractérisé en ce que le rapport hauteur sur diamètre du coeur se situe globalement entre 0,39 et 1 et en ce que lesdites barres de combustible(77) ont des matériaux fissiles et fertiles disposés à l'intérieur de celles-ci et une faible densité de puissance linéaire, de façon à former un réacteur (23) avec un cycle de rechargement en combustible globalement compris entre 10 et 30 ans. 2. Réacteur à neutrons rapides à métal liquide (23) de la revendication 1, caractérisé en ce que les barres de combustible ont une densité de puissance linéaire globalement comprise dans la plage de 0,08 kilowatts par centimètre.