Brevet FR2806206A1 — publié le 20010914

PROCEDE D'INCINÉRATION D'ELEMENTS CHIMIQUES TRANSURANIENS ET RÉACTEUR NUCLÉAIRE METTANT EN #UVRE CE PROCEDE Domaine technique L invention concerne un procède permettant d'incinérer des éléments chimiques transuraniens dans un réacteur nucléaire. L invention concerne également un réacteur nucléaire mettant en #uvre ce procédé. Parmi les éléments chimiques transuraniens susceptibles d'être incinérés selon l'invention, on citera notamment les déchets nucléaires a vie longue tels que les actinides mineurs, ainsi que plutonium. État de la technique Dans l'industrie nucléaire, les dechets à vie longue constituent un problème eur pour l'environnement. C'est pourquoi on envisage de transmuter ces déchets en les incinérant. Parmi les solutions initialement envisagées, on rappellera pour mémoire la spallation directe des actinides mineurs par un faisceau de particules et la fission de ces déchets par des neutrons issus directement d'une cible de spallation. Toutefois, ces méthodes sont actuellement écartées car l'incinération pondérale de déchets nécessiterait dans les deux cas des faisceaux d'intensité irréàliste. Une autre solution consisterait à introduire les actinides mineurs à incinérer dans des réacteurs nucléaires classiques (à eau sous pression ou à neutrons rapides). Toutefois, la quantité de déchets introduite dans chaque réacteur devrait alors être limitée à environ 1 % du combustible. En effet, l'introduction de ces éléments se traduirait par la dégradation de certains paramètres importants pour la sûreté du réacteur, et notamment par une baisse de la fraction 5 de neutrons retardés et du coefficient Doppler dans le c#ur du réacteur. De plus, cette méthode conduirait à une complication difficilement acceptable de la gestion du c#ur des réacteurs concernés et à un surcoût important car elle devrait s'appliquer à la quasi totalité du parc de reacteurs existant. Pour bien comprendre l'importance de la fraction de neutrons retardés dans un réacteur nucléaire, il est rappelé que, dans un réacteur critique, est nécessaire que la période propre du réacteur soit supérieure aux constantes de temps des phénomènes assurant la stabilité du système (contre réactions thermiques, dilatations, systèmes de régulation . Or, la période propre d'un réacteur critique varie dans le même sens que la fraction @. Par conséquent dans un tel réacteur, la fraction de neutrons retardés doit être aussi supérieure à seuil minimum. Deux autres solutions sont actuellement envisagées pour l'incinération des déchets nucleaires. I1 s'agit, d'une part, de réacteurs critiques dédiés à cette fonction et, d'autre part, de systèmes hybrides sous critiques. Dans réacteurs critiques "dédiés", les caractéristiques du réacteur telles que la géométrie du c#ur et la composition du combustible seraient modifiées, rapport à un réacteur nucléaire classique, de façon à améliorer la tolérance de ces réacteurs à une plus forte concentration de déchets. Dans la pratique, il est envisagé de définir le caeur d'un réacteur critique dédié après avoir déterminé, du strict point de vue de la sûreté, la valeur minimale la fraction @ de neutrons retardés nécessaire pour réacteur critique. On ajusterait ensuite la composition du combustible (ajout de U235 et Th232) et la capacité d'incinération, c'est-à-dire le pourcentage de déchets à introduire dans le coeur, pour que la fraction de neutrons retardés respecte avec une marge convenable la valeur minimale déterminée auparavant. La baisse du coefficient Doppler serait minorée, par ailleurs, en jouant sur là géométrie du caeur et la durete du spectre. Si la mise au point d'un tel réacteur critique dédié semble possible, elle sera certainement très difficile compte tenu des problèmes à résoudre. De plus, dans l'hypothèse où cette étape serait franchie, le réacteur présenterait, par hypothèse, une fraction (3 de neutrons retardés plus faible que celle des réacteurs a neutrons rapides classiques, pour lesquels cette fraction est déjà relativement faible. Même si la fraction de neutrons retardés répond aux impératifs de sûreté, un réacteur critique dédié disposerait de moins de marges que les réacteurs existants, vis-à-vis de certains types d'accidents. Il 'agit d'un inconvénient non négligeable pour une nouvelle filière de réacteurs. L'autre solution actuellement envisagée pour 'incinération des déchets nucléaires concerne 'utilisation de systèmes hybrides sous critiques, ou "ADS" (de l'anglais "Accelerator Driven System"). Un système de ce type est décrit dans le document A-5 774 514. Dans un tel système, un réacteur nucléaire sous critique est associé à une source externe de neutrons constituée par une cible de spallation placée à l'intérieur du coeur du réacteur. Plus précisément, une cible en un matériau généralement liquide, tel que du plomb-bismuth, est logée dans un réservoir en forme de doigt de gant placé dans un évidement formé dans le coeur du réacteur. La cible est bombardée par des protons émis par une source placée à l'extérieur de cuve du réacteur. Les protons sont accélérés par accélérateur également placé à l'extérieur de la cuve pour atteindre l'énergie nécessaire à la spallation la cible. Dans un tel système, du fait que le réacteur est sous critique, il n'existe pas de contrainte sur fraction @ de neutrons retardés. En effet, le réacteur se comporte alors comme un simple amplificateur de la source externe de neutrons. Cela constitue, à priori, un atout de ce système, à condition de disposer d'une marge de sous criticité suffisante pour éviter à coup sûr le passage accidentel du réacteur dans un état critique. Pour cette raison, ion envisage généralement, de donner aux coeurs des réacteurs des systèmes hybrides sous critiques un facteur keff de multiplication effectif compris de préférence entre 0,9 et 0,95. valeur maximale à ne pas dépasser est évaluée à 0,98. L'efficacité des barres de contrôle qui sont utilisées dans les réacteurs critiques n'est suffisante pour permettre le pilotage des systèmes hybrides avec des niveaux de sous-criticité importants. Cette fonction est alors assurée entièrement par la source externe de neutrons. Toutefois, un tel système hybride sous critique nécessite source externe de neutrons de spallation importante Cela se traduit par des exigences très élevées de puissance et de pilotabilité pour la source et l'accélerateur de protons, qui sont à l'origine d'un surcoût très important par rapport à un réacteur critique équivalent. Par ailleurs, à l'inverse des réacteurs critiques, les systèmes hybrides sous critiques bénéficient que très peu des effets des contre réactions thermiques qui jouent un rôle modérateur important lors de certains types de transitoires. problème est accentué par le fait que les temps de réponse à des variations de source ou de réactivité sont très courts, ce qui entraîne des variations transitoires de puissance rapides. En outre, dans un tel système, il existe risque d'accident spécifique constitué par l'injection en début de cycle de l'intensité maximale du faisceau de protons, requise en fin de cycle. I1 apparaît donc qu'aucune des deux solutions actuellement envisagées pour incinérer les déchets nucléaires ne présente d'avantages décisifs. contraire, ces solutions posent, l'une et l'autre, des problemes qui pourraient s'avérer rédhibitoires dans l'avenir. Expose de l'invention L'invention a précisément pour objet un procédé d'incinération constituant une solution intermédiaire entre celle du réacteur critique dédié et celle du système hybride sous critique, cette solution permettant de résoudre les problèmes de sûreté liés à la diminution de la fraction @ de neutrons retardés dans les réacteurs critiques dédiés ainsi que les problèmes posés notamment par la taille de la source et de l'accélérateur de protons, dans les réacteurs hybrides sous critiques. Conformément à l'invention, ce résultat est obtenu par un procédé d'incinération d'eléments chimiques transuraniens, selon lequel on place lesdits éléments dans le c#ur sous critique d'un réacteur nucléaire et on injecte dans le c#ur des neutrons de spallation en provenance d'une source externe, caractérisé en ce que - on utilise un réacteur dont le c#ur fonctionne à un faible niveau de sous-criticité, sensiblement égal à la différence entre une fraction souhaitée (3T de neutrons retardés dans le c#ur et une fraction réelle de neutrons retardés dans le c#ur ; - on mesure le flux neutronique instantané n(t) dans le c#ur ; - on ajuste en temps réel la puissance de source externe, à partir du flux neutronique mesuré n(t), de façon à simuler l'existence dans le c#ur d'un groupe supplémentaire de neutrons retardés selon une fraction Os égale à ladite différence. En d'autres termes, la faiblesse de la fraction de neutrons retardés intrinsèque au c#ur réacteur, due à la présence dans celui-ci d'une proportion élevée d'éléments chimiques transuraniens, est compensée par l'adjonction fictive d'un groupe de neutrons retardés supplémentaire. Cela est réalisé en faisant fonctionner le c#ur à un très faible niveau de sous criticité, qui permet de simuler approximativement la fraction de neutrons retardés à rajouter, c'est-à-dire déficit de la fraction 5 qui doit être compensé. La mesure, en temps réel, du flux neutronique n(t) permet de calculer en temps réel l'évolution du nombre de précurseurs fictifs du groupe supplémentaire de neutrons retardés, façon à ajuster, toujours en temps réel, la puissance de la source externe. Les neutrons injectés dans le c#ur sont alors représentatifs de la decroissance des précurseurs fictifs du groupe supplémentaire élaboré par le calcul et viennent combler le déficit en neutrons engendré par le fonctionnement en régime sous critique. Le système hybride ainsi constitué se comporte et se pilote comme un réacteur critique. En effet, la contre réaction établie entre la source externe et la puissance neutronique, par le biais d'un groupe supplémentaire fictif de précurseurs de neutrons retardés, assure la stabilité du système hybride très peu sous critique et le transforme, de manière fictive, en un réacteur critique disposant d'une fraction de neutrons retardés augmentée de Le faible niveau de la fraction de neutrons retardés découlant de la présence des éléments transuraniens dans le c#ur, est ainsi compensé de façon telle les impératifs de sûreté qui ne seraient pas respectés dans un réacteur critique dédié sont aisément satisfaits. Un avantage essentiel du procédé 'incinération selon l'invention réside dans le fait que le très faible niveau de sous criticité du réacteur permet de réduire la puissance maximale de la source externe d'un facteur 20 à 30 par rapport à un système hybride conventionnel. Ainsi, à titre d'exemple l'obtention d'une fraction Ps de neutrons retardés supplémentaire d'environ 300 pcm ("pour cent mille"), dans un réacteur de 3000 MW, nécessiterait une intensité de faisceau d'environ 6,5 mA avec des protons de 1 GeV. Les différents éléments formant la source de neutrons externe, c'est-à-dire la source protons, l'accélérateur de protons et la cible peuvent ainsi avoir des dimensions et des coûts compatibles avec une mise en #uvre industrielle. Du fait que le système se comporte se pilote comme un réacteur critique, il permet de bénéficier des effets stabilisateurs des contre réactions thermiques et de l'effet Doppler, propres à ce type réacteur. I1 présente, en outre, une sûreté améliorée par rapport à un réacteur critique équivalent, puisqu'il dispose, en plus de moyens d'arrêt d'urgence classique, d'une possibilité de supprimer rapidement et de façon fiable une partie importante des neutrons retardés, par coupure du faisceau émis par la source externe. Avantageusement, le pilotage du système est assuré par des barres de contrôle absorbantes, insérees dans le caeur. . Dans la pratique, on utilise un réacteur dont le coeur est configuré pour présenter un facteur keff de multiplication effectif sensiblement égal à 0,997. Par ailleurs, on fixe de préférence la fraction souhaitée (3T de neutrons retardés à environ 350 pcm. L'ajustement de la puissance de la source externe s'effectue en agissant sur l'accélérateur de protons. Dans un mode de réalisation préféré de l'invention, on détermine en temps réel le nombre Cs ) de précurseurs fictifs du groupe supplémentaire de neutrons retardés, à partir du flux neutronique n(t) mesuré, appliquant la relation dans laquelle A represente la durée de vie des neutrons prompts ; et représente la constante de décroissance des précurseurs fictifs du groupe supplémentaire. régule ensuite, en temps réel, l'intensité I(t) faisceau de protons à la sortie de l'accélérateur de protons, en appliquant la relation dans laquelle Cg(t) est déterminé, en temps réel, à partir de la relation (1), et dans laquelle Q représente la charge du proton (1,6.10-19C) Z représente le nombre de neutrons produits proton, dans la cible de spallation ; et (p" est une constante représentative de l'importance de la source externe de neutrons par rapport c#ur du reacteur. Placée de préférence au centre du coeur, la source aura un cp' sensiblement égale à 1. Si elle était placée en périphérie, son efficacité serait moindre, ce se traduirait par une valeur de cp* inférieure. Par ailleurs, la valeur de la constante de decroissance ks est cohérente avec les différentes valeurs de @,i, qui dépendent de la nature des précurseurs de neutrons retardés et non de la composition du coeur. Cette valeur est, de préférence, d environ 0,08 s-1. L'invention a aussi pour objet un réacteur nucléaire pour l'incinération d'éléments chimiques transuraniens, comprenant un c#ur sous critique, contenant lesdits éléments à incinérer, et une source externe de neutrons de spallation, caractérisé en ce - c#ur présente en fonctionnement un niveau de sous criticité sensiblement égal à la différence entre une fraction souhaitée PT de neutrons retardés dans le c#ur et une fraction réelle (3 de neutrons retardés dans le c#ur ; - des moyens sont prévus pour mesurer, en temps réel, le flux neutronique instantané (t) dans le c#ur ; - moyens de contre réaction sont prévus pour ajuster, en temps réel, la puissance la source externe, à partir du flux neutronique mesuré n(t), de façon à simuler l'existence dans le c#ur d'un groupe supplémentaire de neutrons retardés, selon une fraction Ps égale à ladite différence. Breve description des dessins On décrira à présent, à titre 'exemple non limitatif, un mode de réalisation préféré de l'invention, en se référant aux dessins annexés, dans lesquels la figure unique est un schéma représente un réacteur nucléaire conforme à l'invention. Description détaillée d'un mode de réalisation préféré Sur la figure unique, on a représenté très schématiquement un réacteur nucléaire conforme à l'invention. Ce réacteur est destiné à l'incinération d'éléments chimiques transuraniens tels que les déchets nucléaires à vie longue (actinides mineurs) et le plutonium. Le réacteur selon l'invention se présente, de façon générale, comme un système hybride sous critique. Ce système peut prendre de nombreuses formes, telles que celles qui sont décrites, par exemple, dans le document US-A-5 774 514, auquel on pourra éventuellement se reporter, pour plus de détails. On observera en préambule que le réacteur peut prendre indifféremment la forme d'un réacteur à neutrons rapides ou thermiques, Comme le montre très schématiquement la figure unique, le réacteur comprend une cuve 10, dans laquelle est placé le c#ur 12. Celui-ci est constitué, de façon habituelle, d'assemblages verticaux juxtaposés (non représentés). Le combustible nucléaire est intégré à ces assemblages selon des techniques bien connues de l'homme du métier et qui ne font pas partie de l'invention. Toutefois, étant donné que le réacteur est dédié à l'incinération d'éléments chimiques transuraniens, ces éléments sont introduits dans les assemblages à la place d'une partie du combustible nucléaire utilisé habituellement. Selon une caractéristique de l'invention, le c#ur 12 du réacteur présente en fonctionnement un très faible niveau de sous criticité. De façon plus précise, le niveau de sous criticité du c#ur 12 du réacteur est sensiblement égal à la différence entre une fraction souhaitée PT de neutrons retardés dans le c#ur et la fraction réelle P. La fraction réelle P dépend de nature des éléments contenus dans le c#ur. Du fait la présence des éléments chimiques transuraniens, fraction réelle des neutrons retardés est très faible, par exemple voisine de 100 pcm. La fraction souhaitée PT choisie arbitrairement, afin que le réacteur présente des conditions de sûreté comparables à celles réacteurs critiques actuellement en service. Ainsi, donnera par exemple à PT une valeur comparable à la fraction de neutrons retardés présente dans un réacteur à neutrons rapides, c'est-à-dire environ 350 pcm. La comparaison des valeurs données ci-dessus à titre d'exemple préférentiel, conduit à donner au niveau de sous criticité une valeur d'environ 250 à pcm. Cette valeur, correspondant à la fraction (3s, introduite dans la relation (1 ) . Le facteur keff de multiplication effectif du c#ur du réacteur est alors sensiblement égal à 0,997. I1 faut noter que le niveau de sous-criticité c#ur et sa traduction en terme de facteur de multiplication effectif keff sont conditionnés par la position des barres de commande qui elle même est déterminée par l'obtention de l'état critique pour l'ensemble du système. Le coeur 12 du réacteur présente, au moins sur une partie de sa hauteur, une forme annulaire centrée un axe vertical. Un tube 14, en forme de doigt de gant, pénètre dans la cuve 10 selon l'axe vertical du c#ur 12, de telle sorte que son extrémité fermée est située dans le puits traversant le caeur. L'extrémité opposée du tube, telle que son extrémité haute dans le mode de réalisation illustré à titre d'exemple sur la figure, traverse la cuve de façon étanche. I1 est à noter que les autres composants du réacteur, tels que les pompes et les échangeurs de chaleur habituellement placés à l'intérieur de la cuve 10, ont été volontairement omis, pour ne pas surcharger la figure. I1 va de soi quq, dans la pratique, ces composants bien connus de l'homme du métier seront présents, de même que le fluide caloporteur, tel que de l'eau, du sodium ou un gaz neutre, selon la nature du réacteur. L'extrémité fermée du tube 14, placee dans le puits traversant le coeur, contient une cible de spallation 16. Cette cible, généralement liquide, est realisée en tout matériau susceptible d'émettre des neutrons de spallation, lorsqu'il est bombardé par un faisceau de protons présentant l'énergie requise. A titre d'exemple nullement limitatif, la cible 16 peut notamment être réalisée en plomb-bismuth. moyens (non représentés) sont habituellement prévus, de façon connue de l'homme du métier, pour assurer la fusion de cible avant le démarrage du réacteur et son refroidissement en fonctionnement. Une source de protons 18, placée à l'extérieur la cuve 10 du réacteur, émet un faisceau de protons 20. Ce faisceau de protons est accéléré par un accélérateur de protons 22, puis guidé jusqu' la cible 16, par exemple par des moyens de déviation 24 qui dirigent le faisceau accéléré selon l'axe vertical du tube 14. La source de protons 18, l'accélerateur de protons 20 et la cible 16 forment ensemble source externe de neutrons de spallation, vis-à-vis caeur du réacteur. La source de protons 18, l'accélérateur 22 et les moyens de déviation 24 peuvent être realisés de façon quelconque, en mettant en oeuvre les techniques connues de l'homme du métier. Conformément à l'invention, la source 18, l'accélérateur 22 et la cible 16 présentent, touteforis, des caractéristiques telles que la puissance maximale est réduite d'un facteur 20 à 30 par rapport aux systèmes hybrides classiques Cela permet d'utiliser des composants de taille beaucoup plus réduite, notamment en ce qui concerne 1 accélérateur 22. Conformément à l'invention, le réacteur comprend, de plus, des moyens 26 pour mesurer, en temps réel, le flux neutronique instantané n(t) dans le c#ur 12 du réacteur, ainsi que des moyens de contre réaction 28, pour ajuster en temps réel la puissance de la source externe de neutrons de spallation. Les moyens 26 pour mesurer le flux neutronique instantané dans le c#ur sont constitués par capteurs de mesure neutroniques bien connus de l'homme du métier éventuellement complétés par les circuits électroniques associés. moyens de contre réaction 28 comprennent calculateur qui reçoit le signal n(t) délivré par les moyens 26 de mesure du flux neutronique et délivre un signal i(t). Ce signal i(t) est un signal électrique qui est appliqué aux bornes de l'accélérateur 22 de façon à délivrer, à la sortie de celui-ci, un faisceau de protons présentant l'intensité I(t) calculée par calculateur intégré dans les moyens de contre réaction 28. Selon l'invention, le signal i(t) est calcule en temps réel, de façon à simuler l'existence, dans le c#ur, d'un groupe supplémentaire de neutrons retardés, dont la fraction Ps, ajoutée à la fraction réelle ou intrinsèque P des neutrons retardés dans le c#ur, conduit à obtenir, dans le c#ur, la fraction souhaitée PT. La fraction Ps ainsi calculée est sensiblement égale au niveau de sous criticité choisi par ailleurs pour le réacteur. On "transforme" ainsi le réacteur hybride sous critique en un réacteur critique. calcul du signal i(t) se décompose en deux opérations : la détermination du nombre Cs(t) de précurseurs fictifs du groupe supplémentaire de neutrons retardés, à partir du signal n(t) délivré les moyens 26 de mesure du flux neutronique dans caeur, puis le calcul du signal électrique i(t) à appliquer à la source 18 et/ou à l'accélérateur 22, afin d'obtenir les Cs(t) précurseurs fictifs déterminés auparavant. nombre Cs(t) de précurseurs fictifs groupe supplémentaire de neutrons retardés déterminé à partir de la relation dans laquelle A représente la durée de vie des neutrons prompts ; represente la constante de décroissance précurseurs fictifs du groupe supplémentaire neutrons retardés. valeur de la fraction (3s est choisie pour obtenir PT souhaité compte tenu du P intrinsèque coeur. Le niveau de sous criticité dans le coeur, obtenu en fonctionnement, sera automatiquement égal à cette valeur. La valeur de a,s est choisie de manière à être cohérente avec les différentes valeurs des constantes de décroissance des précurseurs de neutrons retardés dans le coeur. Elle est, par exemple, de 'ordre de 0, s_@. Les moyens de contre réaction 28 calculent ensuite la valeur du signal électrique i(t) a appliquer à source 18 et/ou à l'accélérateur 22, pour que les neutrons retardés injectés dans le caeur du réacteur par la source externe soient représentatifs du nombre Cs(t) de précurseurs fictifs calculé en temps réel (t désignant le temps). Ce calcul est réalisé, également en temps réel, à partir de la relation dans laquelle Q représente la charge du proton (1,6.10-19C) Z représente le nombre de neutrons produits par proton, dans la cible de spallation 16 ; et est une constante, représentative de l'importance de la source externe de neutrons, par rapport caeur du réacteur. Pour une cible de spallation donnée, la valeur de Z est connue de l'homme du métier. A titre d'illustration, cette valeur est égale à 30 dans le cas d'une cible de plomb associée à des protons de 1 GeV. Après avoir calculé l'intensité I(t) du faisceau de protons à obtenir à la sortie de l'accélérateur 22, les moyens de contre réaction 28 déterminent ensuite l'intensité i(t) du signal électrique de commande de l'accélérateur, en utilisant une troisième relation, proere à l'accélérateur 22 utilisé, reliant l'intensité i(t) du signal électrique de commande à l'intensité I(t) du faisceau de protons délivré. Grâce à l'effet de contre réaction ainsi obtenu entre la puissance neutronique dans le caeur la source externe, on réalise un réacteur qui se comporte comme s'il disposait d'une source de neutrons retardés supplémentaire à l'intérieur même du coeur On transforme ainsi un système hybride en un réacteur critique disposant d'une fraction (3 de neutrons retardés augmentée d'une valeur (3s. Cette valeur est choisie, de même que la valeur de la constante de décroissance T,s des précurseurs fictifs du groupe supplémentaire, de manière à porter la fraction totale PT des neutrons retardés dans le coeur à une valeur souhaitée Comme on l'a déjà indiqué, cette valeur souhaitée est égale, de préférence, à environ pcm de façon à satisfaire, de ce point de aux exigences de sûreté dans des conditions comparables à celle des réacteurs nucléaires existants. réacteur selon l'invention se comporte et se pilote donc comme un réacteur critique classique, par action la réactivité. A cet effet, il est équipé de barres de commande 30, comme on l'a illustré schématiquement sur la figure unique. Le fonctionnement du réacteur selon l'invention satisfait aux équations cinétiques suivantes du modèle ponctuel dans lesquelles p' représente la réactivité globale du réacteur ; C(t) représente le nombre de précurseurs réels de neutrons retardés dans le coeur ; représente la constante de décroissance de ces précurseurs réels ; et qo représente le nombre neutrons émis par la source inhérente au réacteur (cette valeur devient négligeable dès que la puissance neutronique dépasse quelques centaines de watt). Les équations ' dessus sont représentatives d'un système qui devient critique lorsque p' tend vers zéro et possédant un groupe de neutrons retardés supplémentaire constitue par les neutrons de spallation émis par la cible 16. Le réacteur nucléaire selon l'invention constitue ainsi une solution intermédiaire entre le réacteur critique dédié et le réacteur hybride sous critique, pour assurer l'incinération des éléments chimiques transuraniens. Cette solution intermédiaire résout les principaux problèmes posés par les deux types de réacteurs envisagés jusqu'à présent pour assurer cette fonction. Ainsi, grâce à l'ajout d'un groupe de neutrons retardés supplémentaires, réacteur selon l'invention évite les problèmes de sûreté posés par les réacteurs critiques classiques, lorsqu'il est envisagé de les utiliser pour incinérer des éléments chimiques transuraniens. En effet, la diminution de la fraction de neutrons retardés, due à la présence de ces éléments dans le coeur, est compensee par les neutrons retardés supplémentaires simulés injectés par la source externe. D'autre part, la "transformation" du système hybride en un réacteur critique assurée par les moyens de contre réaction 28 permet de faire fonctionner le caeur à un faible niveau de sous criticité. Cela permet de diminuer d'un facteur 20 à 30 la puissance de la source externe et, par conséquent, de donner à celle-ci, et notamment à l'accélérateur 22, une taille et un prix compatibles avec une mise en oeuvre industrielle. Du fait que le comportement du réacteur selon l'invention est analogue à celui d'un réacteur critique classique, il peut être conçu pour répondre à toutes les exigences habituelles relatives à la sûreté. De ce point de vue, il est à noter que les moyens de mesure 26 et les moyens de contre réaction 28 sont, de préférence, redondants afin de supprimer tout risque de perte de contrôle de la source externe. Du point de vue de sûreté, le réacteur selon l'invention présente même avantages supplémentaires par rapport aux réacteurs critiques classiques. Ainsi, il est possible de couper le faisceau de protons lors d'un arrêt d'urgence. L'effet de cette action s'ajoute à celui chutes des barres de contrôle 30. On accélère ainsi l'extinction de la population neutronique en eteignant instantanément une partie importante des précurseurs de neutrons retardés. Par ailleurs, il est possible d'alimenter électriquement l'accélérateur 22 en utilisant l'énergie produite par le réacteur Un arrêt automatique du système est alors assuré en cas de perte du débit primaire du réacteur. Bien entendu, l'invention n'est pas limitée au mode de réalisation qui vient d'être décrit à titre d'exemple. Ainsi, outre fait que le réacteur peut être d'un type quelconque (à eau sous pression, à neutrons rapides, etc.), les caractéristiques telles que la forme du c#ur, la nature du fluide primaire, l'emplacement et la nature de la cible de spallation, la nature de la source de protons et de l'accélérateur, la trajectoire suivie par le faisceau de protons, etc. peuvent être différentes de celles qui ont été décrites, sans sortir du cadre de l'invention. REVENDICATIONS 1 Procédé d'incinération d'éléments chimiques transuraniens, selon lequel on place lesdits éléments dans le c#ur (12) sous critique d'un réacteur nucléaire et on injecte dans le c#ur (12) des neutrons de spallation en provenance d'une source externe (16,18,22 , caractérisé en ce que - on utilise un réacteur dont le c#ur (12) fonctionne à un niveau de sous-criticité sensiblement égal à différence entre une fraction souhaitée PT neutrons retardés dans le c#ur (12) et une fraction réelle de neutrons retardés dans le c#ur (12) ; - on mesure le flux neutronique instantané n(t) dans c#ur ; - on ajuste en temps réel la puissance de la source externe (16,18,22), à partir du flux neutronique mesuré n(t), de façon à simuler l'existence dans c#ur d un groupe supplémentaire de neutrons retardés selon une fraction Ps égale à ladite différence. 2 Procédé selon la revendication 1, dans lequel on utilise un réacteur dont le facteur keff multiplication effectif est sensiblement égal à 0,997 3. Procédé selon l'une quelconque des revendications 1 et 2, dans lequel on fixe la fraction souhaitée PT de neutrons retardés à environ 350 pcm. 4. Procédé selon l'une quelconque des revendications précédentes, dans lequel on utilise une source externe incluant une source de protons (18), un i accélérateur de protons (22) et une cible de spallation (16), et on ajuste la puissance de ladite source externe en agissant sur l'accélérateur de protons 22). . Procédé selon l'une quelconque des revendications précédentes, dans lequel on ajuste la puissance de la source externe en calculant le nombre CS(t) précurseurs fictifs du groupe supplémentaire de neutrons retardés, selon une relation (1) dans laquelle A represente la durée de vie des neutrons prompts et représente la constante de décroissance des précurseurs fictifs du groupe supplémentaire. 6. Procédé selon les revendications 4 5 combines, dans lequel on régule, en temps réel, l'intensité I(t) du faisceau de protons à la sortie de l'accélérateur de protons (22) en appliquant une relation (2) dans laquelle Q représente la charge du proton (1,6.10-19C) Z représente le nombre de neutrons produits par proton, dans la cible de spallation (16) ; et est une constante, représentative de l'importance de la source externe (16,18,22), par rapport au c#ur du réacteur. 7. Procédé selon la revendication 6, dans lequel çp' est sensiblement égal à 1. 8. Procedé selon l'une quelconque des revendications à 7, dans lequel a,s est sensiblement égal à 0,08s-1. 9. Procedé selon l'une quelconque des revendications précédentes, dans lequel on pilote le réacteur au moyen de barres de contrôle (30) insérées dans le c#ur ( ). 10. Réacteur nucléaire pour l'incinération d'éléments chimiques transuraniens, comprenant un c#ur (12) sous critique, contenant lesdits éléments à incinérer, et source externe (16,18,22) de neutrons de spallation, caractérisé en ce que - le c#ur (12) présente en fonctionnement un niveau de sous criticité sensiblement égal à la différence entre une fraction souhaitée (3T de neutrons retardés dans le c#ur (12) et une fraction réelle (3 de neutrons retardés dans le c#ur (12) ; - des moyens (26) sont prévus pour mesurer, en temps réel, le flux neutronique instantané n(t) dans le c#ur (12) ; - des moyens de contre réaction (28) sont prévus pour ajuster, en temps réel, la puissance de la source externe (16,18,22), à partir du flux neutronique mesuré n(t) façon à simuler l'existence dans le c#ur (12) d' groupe supplémentaire de neutrons retardés, selon une fraction (3s égale à ladite différence. 11. Réacteur nucléaire selon la revendication 10, dans lequel le facteur keff de multiplication effectif est sensiblement égal à 0,997. 12. Réacteur nucléaire selon l'une quelconque revendications 10 et 11, dans lequel la fraction souhaitée @T de neutrons retardés est sensiblement egale à 350 pcm. 13. Réacteur nucléaire selon l'une quelconque des revendications 10 à 12, dans lequel source externe comprend une source de protons ( 8), un accélérateur de protons (22) et une cible de spallation (16), et dans lequel les moyens de contre réaction (28) agissent sur l'accélérateur de protons (22). 14. Réacteur nucléaire selon l'une quelconque revendications 10 à 13, dans lequel les moyens de contre réaction (28) comprennent des moyens aptes à calculer le nombre Cg(t) de précurseurs fictifs du groupe supplémentaire de neutrons retardés, selon une relation (1) dans laquelle représente la durée de vie des neutrons prompts ; et représente la constante de décroissance des précurseurs fictifs du groupe supplémentaire. 15. Réacteur nucléaire selon les revendications 13 et 14 combinées, dans lequel les moyens de contre réaction (28) régulent l'intensité I(t) du faisceau de protons sortant de l'accélérateur de protons (22) en appliquant une relation (2) dans laquelle Q représente la charge du proton (1,6.10-19C Z représente le nombre de neutrons produits par proton, dans cible de spallation (16) ; et (' une constante, représentative de l'importance de la source externe, par rapport au c#ur du reacteur. 16. Réacteur nucléaire selon la revendication 15, dans lequel çp' est sensiblement égal à 1 17. Réacteur nucléaire selon l'une quelconque des revendications 14 à 16, dans lequel ks est sensiblement égal à 0,08s-1. 18. Réacteur nucléaire selon l'une quelconque des revendications 10 à 17, dans lequel des barres de contrôle (30) sont insérées dans le c#ur (12).