Brevet FR2809225A1 — publié le 20011123

ELEMENT COMBUSTIBLE MONOBLOC ET REACTEUR NUCLEAIRE A EAU BOUILLANTE ET A SPECTRE RAPIDE UTILISANT DES ELEMENTS DE CE TYPE DESCRIPTION Domaine technique L'invention concerne principalement un élément combustible monobloc ou massif, conçu pour être utilisé dans le c#ur d'un réacteur nucléaire, au contact d'un fluide caloporteur quelconque tel que de l'eau ou un gaz, pour définir à volonté un spectre rapide ou thermique, par une simple adaptation de son dimensionnement. L'invention concerne également un réacteur nucléaire à eau bouillante et à spectre rapide utilisant des éléments combustibles de ce type. Un tel réacteur peut notamment servir à consommer le plutonium produit dans les réacteurs nucléaires à eau existants, utilises pour la production d'électricité. Etat la technique Les réacteurs nucléaires destinés à la production d'énergie électrique utilisent communément des assemblages de combustible nucléaire de section carrée ou hexagonale, disposés verticalement côte côte pour former le cour du réacteur. Dans cet agencement classique, chacun assemblages comprend un faisceau de crayons combustibles, supporté par aune ossature. Chacun crayons se compose de pastilles de combustible nucléaire empilées les unes sur les autres a l'intérieur d'un tube de grande longueur. Dans les assemblages de type "UOX", les pastilles de combustible nucléaire sont formées de dioxyde d'uranium, comprenant des atomes d'uranium 238 fertiles et des atomes fissiles d'uranium 235. Dans les assemblages de type "MOX", les pastilles de combustible nucléaire sont formées d'un mélange de dioxyde d'uranium et de dioxyde de plutonium. Ils comprennent alors des atomes d'uranium 238, des atomes de plutonium 238, 239, 241 et ainsi qu'une faible proportion d'uranium 235. Les assemblages de combustible nucléaire de ce présentent actuellement des limitations. On peut citer notamment leur complexité et leur cout, les problèmes de manutention qui découlent de leur déformation sous irradiation, et la nécessité de prevoir des chambres d'expansion pour les de fission, dans les parties hautes et basses des crayons, conduisant à une augmentation de la hauteur du c#ur et, par conséquent, de la taille et du coût du réacteur-. Parallèlement à ces assemblages de combustible nucléaire classiques, des études et des expériences sont menées sur des éléments combustibles formes de particules fissiles enrobées, agglomérées par une matrice carbonée. Ces éléments combustibles sont essentiellement destinés à être utilisés dans des réacteurs nucléaires à haute température, refroidis par un gaz caloporteur tel que l'hélium. Les particules fissiles enrobées comprennent un noyau fissile, de forme sensiblement sphérique, revêtu de plusieurs couches successives comprenant notam:-nent une couche poreuse interne apte à loger les de fission et à supporter le gonflement du noyau, et une couche de carbure de silicium SiC formant une barrière étanche pour les produits de fission. Ces particules sont dites de type "TRISO". Selon le procédé de fabrication utilisé, leur diamètre varie entre environ quelques centaines de microns et quelques millimètres. Il existe actuellement deux types d'éléments combustibles dans lesquels les particules enrobées sont agglomérées sous une forme différente par une matrice carbonée. Dans un premier type d'eléments combustibles, développé aux Etats-Unis d'Amérique et en France, les particules enrobées sont agglomérées sous la forme de bâtonnets cylindriques, qui sont ensuite insérés dans des canaux tubulaires verticaux prévus à cet effet dans des blocs de graphite, de section hexagonale, formant le c#ur d'un réacteur à haute température, refroidi au gaz. Les bâtonnets cylindriques sort obtenus en agglomérant les particules enrobées et une matrice à base de poudre de graphite. Dans un deuxième type d'eléments combustibles, développé en Allemagne, les particules enrobées sont agglomérées sous la forme de boulets, qui sont entassés en vrac avec des boulets de graphite de même dimension, pour constituer 1e c#ur d' réacteur à haute température, refroidi au gaz. Les boulets sont obtenus en agglomérant les particules enrobées et une matrice carbonée pour former la partie centrale du boulet, et en revêtant cette partie centrale d'une couche périphérique dépourvue de particules enrobées. Ces assemblages sont, utilisés uniquement pour des réacteurs à haute température refroidis au gaz, avec un spectre de neutrons thermiques. Leur technologie actuelle ne permet pas de les utiliser. dans des réacteurs à eau. Il a aussi été proposé, à titre expérimental, de remplacer les faisceaux de crayons des assemblages de combustible nucléaire traditionnels par un ensemble de plaques très minces (1 à 3 mm) disposées parallèlement les unes aux autres à l'intérieur d'un même assemblage. De façon générale, l'utilisation d'assemblages de combustible nucléaire intégrant un certain nombre de plaques minces parallèles entre elles est limitée à réacteurs expérimentaux. Dans les réacteurs à eau sous pression, fonctionnant en spectre thermique, qui sont utilises actuellement pour la production d'électricité, on a recours des assemblages de combustible nucléaire classiques à faisceaux de crayons, généralement de type "UOX" ou "MOX". Dans le domaine épithermique, les atomes d'uranium 238 contenus dans ces assemblages sont fertiles, c'est-à-dire qu'ils capturent les neutrons pour génerer des atomes de plutonium dont seuls les isotopes 239 et 241 sont fissiles dans le domaine thermique. il en résulte une production importante de plutonium, qui représente un potentiel énergétique considérable mais aussi une importante source de radiotoxicité. Le besoin de maîtrise du cycle des matières nucléaires impose l'utilisation du plutonium produit dans les réacteurs existants/comme combustible dans des réacteurs conçus spécialement à cet effet. Ainsi, des réacteurs nucléaires sont actuellement à l'étude afin d'utiliser ce plutonium comme combustible, c'est-a-dire pour produire de l'énergie électrique, tout en consommant ce plutonium afin de réduire le volume des déchets en provenance des réacteurs nucleaires existants. Toutefois, la plupart des réacteurs nucleaires étudiés actuellement à cette fin utilise un milieu modérateur, c'est-à-dire ralentisseur de neutrons, pour obtenir un spectre de neutrons thermique ou épithermique. De plus, pour des raisons de contrôle du réacteur et notamment afin d'améliorer le comportement cinétique du c#ur, il semble qu'il sera nécessaire d'utiliser une proportion plus ou moins importante d'uranium 238, avec le plutonium. Dans un réacteur fonctionnant en spectre thermique, cela représente une source de noyaux de plutonium qui va à l'encontre du but recherché. Exposé de l'invention L'invention a principalement pour objet un élément combustible d'un type nouveau, adapté à une mise en #uvre industrielle et ne présentant pas les inconvénients des assemblages de combustible nucléaire classiques à faisceaux de crayons. L invention a aussi pour objet un élément combustible de conception nouvelle, susceptible de produire a volonté un spectre de neutrons rapide ou un spectre de neutrons thermique ou épithermique, une simple modification de son dimensionnement. L'invention a également pour objet un élement combustible dont la conception originale lui permet notamment d'utiliser comme matériau combustible le plutonium produit par les réacteurs nuclec-iires existants, en se plaçant dans un spectre rapide, qui particulièrement favorable vis-à-vis de la consommation de plutonium. Conformément à l'invention, ces différents resultats sont obtenus au moyen d'un élément combustible monobloc pour réacteur nucléaire, formé de particules fissiles enrobées, noyées dans une matrice, caractérisé en ce qu'il comprend une pluralité de plaques parallèles séparées par des espaces et reliées entre elles par des parties de jonction, ladite matrice étant inerte vis-à-vis du bilan des noyaux lourds (fissiles et fertiles) et neutre vis-à-vis d'un fluide caloporteur susceptible de circuler dans lesdits espaces. I1 peut être également envisagé de placer l'élément combustible dans une gaine métallique pour le protéger vis-à-vis du fluide caloporteur. Du fait de son caractère monolithique ou monobloc, un élément combustible ainsi formé est sensiblement plus simple que les assemblages traditionnels utilisés dans les réacteurs nucléaires existants. De plus, les gaz de fission libérés sous irradiation sont retenus dans les particules enrobées, sans qu'il soit nécessaire de prévoir des chambres d'expansion comparables à celles qui équipent actuellement les crayons contenant les pastilles de combustible nucléaire. La hauteur totale du c#ur peut s en trouver sensiblement déduite par rapport à un réacteur traditionnel. En outre, pour un fluide caloporteur donné, la modification du rapport des épaisseurs des plaques et des espaces qui les séparent permet d'obtenir à volonté un spectre rapide ou un spectre thermique ou épithermique. Dans le mode de réalisation préféré de l'invention, l'élément combustible présente une forme extérieure sensiblement parallélépipédique. Dans ce même mode de réalisation, les plaques sont sensiblement planes. outre, lesdites plaques sont, de préférence, sensiblement verticales et l'un au moins espaces qui les séparent est apte à recevoir un organe de contrôle apte à commander le pilotage ou 'arrêt du réacteur. outre, les plaques parallèles et parties de jonction sont avantageusement ajourées à des niveaux prédéterminés, pour former des fenêtres d'écoulement transverse du fluide caloporteur, ce qui permet 'augmenter 1a surface d'échange entre l'élément combustible et ledit fluide et d'homogénéiser le fluide caloporteur sur toute la section du c#ur du réacteur. Dans une forme de réalisation avantageuse de l'invention, l'espace apte à recevoir un organe de contrôle présente en section horizontale une forme en croix divise l'élément combustible en quatre sous-ensembles comprenant chacun plusieurs plaques reliées entre elles par certaines des parties de jonction d'autres desdites parties de jonction reliant entre eux chacun des sous-ensembles, à la périphérie de l'élément combustible. Un deuxième système de contrôle indépendant du premier et toujours en forme de croix peut être placé entre quatre éléments combustibles adjacents. Dans une autre forme de réalisation avantageuse de l'invention, un premier espace apte à recevoir un premier organe de contrôle en forme de plaque, est formé dans une partie centrale de l'élément combustible. Une deuxième série d'espaces, débouchant à la bériphérie dudit élément et te à recevoir un deuxième organe de contrôle en forme de râteau, est alors formée au moins d'un côté de partie centrale. De façon générale, les plaques et les espaces présentent de préférence des épaisseurs uniformes. Dans le cas exposé où le fluide caloporteur est de l'eau, les épaisseurs des plaques et des espaces sont dans un rapport de 1 apte à définir un spectre rapide. De préférence, les particules enrobées comprennent des noyaux de corps fissiles c_lio_sis dans le groupe comprenant l'uranium et le plutonium. Un mélange de particules respectivement à base de plutonium et à base d'uranium, en association avec un dimensionnement apte à assurer un fonctionnement en spectre rapide, permet de consommer le plutonium tout en garantissant un contrôle satisfaisant du réacteur. La matrice inerte est réali " en un matériau offrant une section efficace d'absorption faible vis-à-vis des neutrons et une conductivité thermique élevée. L'invention a également pour et un réacteur nucléaire à eau bouillante, comprenant un c#ur comportant une pluralité d'éléments combustibles réalisés comme défini ci-dessus, le rapport entre les épaisseurs des plaques et des espaces étant un compromis entre les contraintes liées à la modération des neutrons et à l'extraction de la puissance thermique. Pour l'obtention d'un spectre rapide, ce rapport est sensiblement égal à 1. Breve description des dessins On décrira à présent, à titre d'exemples non limitatifs, différents modes de réalisation l'invention en se référant aux dessins annexés, dans lesquels . - la figure 1 est une vue de dessus représente schématiquement un élément combustible selon un premier mode de réalisation de l'invention ; - la figure 2 est une vue de dessus comparable à la figure 1, illustrant un deuxième mode de réalisation de l'invention ; - la f iaure 3 est une vue de côté de l'élément combustible de la figure 2 ; - la figure 4 est une vue de dessus comparable aux figures 1 et 2, illustrant un troisième mode de réalisation de l'invention ; et - la figure 5 représente le spectre neutronique obtenu par le calcul, en milieu infini, dans l'hypothèse où des éléments combustibles conformes à l'invention forment le cceur d'un réacteur nucléaire à bouillante, à un niveau du c#ur où le taux présence de la vapeur est de 40 Description détaillée de modes de réalisation préféres de l'invention Dans les différents modes de réalisation decrits, les éléments remplissant des fonctions comparables sont désignés par les mêmes références numériques. Sur la figure 1, on a représenté schématiquement en vue de dessus un élément combustible selon un premier mode de réalisation de l'invention. L'élément combustible 10 se présente sous la forme d'une brique monobloc ou monolithique, réalisée 'un seul tenant. Dans ce mode de réalisation, l'élément combustible présente une forme extérieure sensiblement para llélépipédique. A titre d'illustration nullement limitative de l'invention, l'élément combustible peut présenter, en section horizontale, la forme d'un carré d'environ 30 cm de côté, pour une hauteur inférieure à un mètre. Cette forme permet de juxtaposer et de superposer des éléments combustibles 10 identiques à l'intérieur de 1a cuve d'un réacteur nucléaire, pour former le cmur de ce réacteur. On réalise ainsi des colonnes juxtaposées, selon un réseau à pas carré, en prenant soin de ménager des espaces entre les éléments combustibles des colonnes adjacentes. Ces espaces facilitent la circulation d'un fluide caloporteur et, comme on le verra plus en détail par la suite, l'implantation éventuelle d'organes de contrôle. A l'intérieur d'une même colonne, les éléments combustibles peuvent être maintenues par une ossature facilitant aussi 1a préhension par des organes de manutention. En variante, l'élém4nt combustible 10 peut prendre une. forme différente, telle qu'une forme hexagonale en coupe selon un plan horizontal. Conformément à un premier aspect- de l'invention, l'élément combustible 10 comprend un ou plusieurs groupes de plaques parallèles 12, séparées par espaces 14 et reliées entre elles par des parties de jonction 16a et 16b. Les plaques 12 sont planes disposées sensiblement verticalement, et présentent des épaisseurs uniformes, identiaues d'une plaque à l'autre. De même, les espaces 14 séparant les plaques 12 adjacentes présentent des épaisseurs uniformes. Dans le mode de réalisation illustré, à titre d'exemple non limitatif, sur la figure 1, les épaisseurs des plaques 12 et des espaces 14 sont identiques et sensiblement égales à 2 cm. Comme l'illustre la figure 3, les plaaues 12 et les parties de jonction 16a, 16b sont ajourées ' des niveaux prédéterminés, pour former des fenêtres 26 régulierement réparties sur toute la hauteur de l'élément combustible. Cet agencement permet d'homogénéiser le _luide caloporteur d'un élément combustible à un autre, afin de l' 'ter les instabilités de distribution de puissance liées à la partie thermique (faible en fonctionnement normal) du flux neutronique. Ceci est particulièrement avantageux lorsque l'élement combustible est utilisé dans un réacteur nucléai à eau bouillante, du fait que le fluide caloporteur se présente alors sous la forme d'un mélange diphasiq@-,e. En effet, les fenêtres 22 permettent alors d'homogénéiser le taux de vide vapeur de ce mélange sur toute la section du cour du réacteur. La présence des fenêtres 26 permet également d'augmenter la surface d'échange entre l'élément combustible 10 et le fluide caloporteur et,- par conséquent, la densité de puissance du c#ur tout en conservant ses propriétés neutroniques. Les plaques 12 ainsi que les parties de jonction 16 formant l'élément combustible monobloc 10 sont constituées de particules fissiles enrobées, dispersées dans une matrice inerte vis-à-vis du bilan des noyaux fissiles et fertiles et neutre vis-à-vis du fluide caloporteur susceptible de circuler à l'intérieur autour de l'élément combustible 10, notamment dans les espaces 14. Les particules fissiles enrobées sont des particules comparables aux particules de type "TRISO" décrites précedemment. Chacune d'entre elles comprend un noyau d'un corps fissile constitué par du plutonium et/ou de l'uranium. Ce noyau est revêtu de plusieurs couches, integrant une couche de carbure de silicium SiC. Les particules ainsi obtenues sont des particules sensiblement sphériques dont le diamètre peut varier entre quelques centaines de microns et quelques millimètres. L'uranium se présente par exemple sous la forme de dioxyde d'uranium U02 appauvri (par exemple 0,25 d'uranium 235 pour 99,75 % d'uranium 238). Le plutonium se présente exemple sous la forme de dioxyde de plutonium Pu02 obtenu à partir du plutonium issu d'un réacteur nucleaire à eau sous pression existant. Lorsque l'élément- combustible 10 contient à la fois de l'uranium et du plutonium, il est obtenu en agglomérant a la fois desi particules comprenant un noyau de dioxyde d'uranium et des particules comprenant un noyau de dioxyde de plutonium, ou bien.. des particules d'oxyde mixte (U, Pu)O2. Le combustible peut également contenir une proportion appropriée de thorium comme élément fertile. Les particules fissiles enrobées ainsi realisées sont dispersées dans une matrice inerte -à-vis du bilan des noyaux fissiles et fertiles et neutre vis-à-vis du fluide caloporteur. Lorsque ce fluide caloporteur est de l'eau, la matrice inerte est constituée, de préférence, soit par du carbure de silicium sic, soit par un métal, soit une combinaison des deux. La présence d'un métal, en proportion limitée, dans la matrice dans laquelle sont dispersees les particules fissiles enrobées permet de faciliter la fabrication et l'usinage des éléments combustibles 10 d'en améliorer les caractéristiques mécaniques. En particulier, l'utilisation de l'acier peut 'avérer utile lorsque 1e dimensionnement de l'élément combustible détermine un fonctionnement en spectre rapide, l'acier absorbant peu les neutrons. En se référant à nouveau à la figure 1, on voit dans le premier mode de réalisation de l'invention, l'élément combustible 10 comprend quatre sous-ensembles 18 juxtaposés de mêmes dimensions. Chacun des sous ensembles 18 est formé de plusieurs plaques parallèles 12 (quatre sur la figure 1), reliées les unes aux autres par des parties de jonction 16a (qui peuvent être ou non combustibles). Les parties de jonction 16a ont également 1a forme; de plaques orientées verticalement. Sur la figure 1, deux parties de jonction 16a relient les plaques 12 adjacentes. Dans le mode de réalisation de la figure - les plaques de deux sous-ensembles 18 contigus sont perpendiculaires les unes aux autres, de maniere à limiter fuite des neutrons. D'autres parties de jonction 16b relient les sous-ensembles 18 entre eux, à la périphérique de l'élément combustible 10, dans le prolongement des plaques 12 bordant cette périphérie. L'agencement de la figure 1 permet de définir, à l'intérieur de l'élément combustible 10, un espace 20 présentant une forme en croix en section horizontale. Cet espace 20 à section en forme de croix peut recevoir un organe de contrôle 22 présentant également une forme en croix en section horizontale. Cet organe de contrôle 22 permet d'assurer le pilotage et/ou l'arrêt du réacteur sous l'effet d'un déplacement selon une direction verticale, selon des techniques analogues à celles qui sont couramment utilisées dans les réacteurs nucléaires existants. L'organe de contrôle 22 peut notamment être réalisé en un alliage de carbure bore B4C . Comme on l'a représenté partiellement en sur la figure 1, un organe de contrôle complémentaire, également en forme de croix, peut aussi être place dans les espaces 23 qui séparent quatre éléments combustibles 10 adjacents, dans le c#ur du réacteur. Cet organe de contrôle 24 peut notamment être utilisé en complément du précédent, pour commander l'arrêt d'urgence du réacteur. Dans le mode de réâlisation illustré à titre d'exemple sur la figure 1, les plaques 12 et les espaces 14 présentent des épaisseurs e1 et e2 sensiblement égales. Le rapport de ces épaisseurs e1 et e2 est donc sensiblement égal à 1. Cet agencement est particulièrement adapté pour un élément combustible destiné à fonctionner en spectre rapide, en présence d'un fluide caloporteur constitué par de l'eau. En d'autres termes, les lames d'eau séparant les plaques adjacentes sont alors suffisamment minces, par comparaison avec l'épaisseur de ces plaques, pour eau ne remplisse pratiquement pas de fonction modératrice et ne participe qu'au refroidissement élément combustible. Lorsque le rapport entre l'épaisseur e1 plaques 12 et l'épaisseur e2 des espaces 14 diminue, le fluide caloporteur remplit une fonction modératrice plus en plus importante. Une simple modification dimensionnelle des épaisseurs e1 et e2 permet ainsi transformer l'élément combustible fonctionnant spectre rapide illustré sur la figure 1 en un élément combustible fonctionnant en spectre thermique épithermique. Sur les figures 2 et 3, on a représenté deuxième mode de réalisation d'un élément combustible nucléaire conforme à l'invention. L'élément combustible illustré sur les figures et 3 présente des caractéristiques générales identiques à celles de l' élément combustible qui vient 'être décrit en se référant à la figure 1. La seule différence concerne le fait que les plaques 12 de chacun des quatre sous-ensembles 18 sont toutes parallèles les unes aux autres, au lieu d'être perpendiculaires d'un sous-ensemble à l'autre comme dans le mode de réalisation de la figure 1. Sur la figure 4, on a représenté en vie de dessus un troisième mode de réalisation d'un élément combustible conforme à l'invention. Dans ce cas, l' élément combustible n'est plus constitué de quatre sous ensembles, reliés entre eux par quatre parties de jonction 16b, mais par deux sous-ensembles 18, reliés entre eux par deux parties de jonction 16b à la périphérie de l'élément combustible 10. Les deux sous-ensembles 18 présentent une symétrie miroir l'un par rapport à l'autre. Chacun d'entre eux comprend une série de plaques , parallèles entre elles, ainsi qu'une partie de jonction unique 16a reliant entre elles les plaques planes 12 à leur extrémité tournée vers le centre de l'élément combustible. Chaque sous-ensemble 18 présente ainsi en section la forme d'un peigne, dans lequel la partie jonction 16a est perpendiculaire aux plaques 12. Dans cet agencement, les parties de jonction 16a et 16b délimitent, dans la partie centrale l'élément combustible 10, un espace 28 de section horizontale en forme de rectangle allongé, qui s'étend sur toute la hauteur de l'élément combustible. Un premier organe de contrôle 30, en forme de plaque, peut être reçu dans cet espace 28 afin d'assurer le pilotage et/ou l'arrêt du réacteur. Comme dans les modes de réalisation décrits précédemment en se référant aux figures 1 à 3, plaques 12 de chacun des sous-ensembles 18 définissent entre elles des espaces 14 d'épaisseur uniforme. Ces espaces 14 débouchent à 1d périphérie extérieure de l'élément combustible. Un deuxième organe de contrôle 32, section horizontale en forme de râteau, peut également être reçu dans chacune des séries d'espaces 14 formées entre les plaques 12 d'un même sous-ensemble 18. Il est à noter qu'en variante l'organe de contrôle 32 peut présenter une section telle qu'il pénètre à la fois entre les plaques 12 de deux éléments combustibles 10 adjacents. Comme l'organe de contrôle sur la figure 1, l'organe de contrôle 32 peut notamment être utilisé pour l'arrêt d'urgence du réacteur. L'agencement qui vient d'être décrit en référence à la figure 4 donne à l'élément combustible une forme comparable à celle d'un radiateur, ce qui favorise les échanges thermiques entre ledit élément combustible et le fluide caloporteur. Comme on l'a déjà observé précédemment, une application privilégiée de l'élément combustible selon l'invention concerne un réacteur nucléaire à eau bouillante fonctionnant en spectre rapide, utilise pour consommer le plutonium. A titre d'exemple, lorsque le dimensionnement des épaisseurs e1 et e2 est choisi afin que le rapport entre ces épaisseurs soit sensiblement égal à 1, un spectre rapide est obtenu aisément. A titre d'illustration nullement limitative de '-'-Invention, l'élément combustible peut être constitué sensiblement pour moitié (en volume) de particules fissiles enrobées constituées pour moitié d'oxyde fissile et pour moitié d'enrobage en SiC, 1 autre moitié étant formée par la matrice inerte. Ainsi dans le cas où cette matrice esÉ constituée par du carbure de silicium, environ 75 % en volume de l'élément combustible est constitué de carbure de silicium. Dans le cas d'un réacteur destiné à constommer du plutonium, l'élément combustible 10 peut comprendre par exemple 34 % en volume de particules contenant du dioxyde d'uranium U02 appauvri et 16 % en volume de particules contenant du dioxyde de plutonium Pu02. Plus precisément, les particules de dioxyde d'uranium U02 appauvri comprennent alors , par exemple, environ 50 % en volume de dioxyde d'uranium U02 appauvri environ 50 % en volume de carbure de silicium SiC. L'expression "dioxyde d'uranium appauvri" désigne ici un oxyde contenant 0,25 % en volume d'uranium 235 pour 99,75 en volume d'uranium 238. De façon comparable, les particules de dioxyde de plutonium PuO2 comprennent environ 50 % en volume de dioxyde de plutonium et environ 50 % en volume de carbure de silicium SiC. Bien entendu, cette composition n' donnée qu à titre d'exemple et ne doit pas être considérée comme limitant 1a portée de l'invention. façon générale, la teneur en noyaux fissiles des éléments combustibles est optimisée en fonction de la stratégie affectée au c#ur du réacteur. En particulier, 1a teneur en plutonium est déterminée sur 1a base de la durée choisie pour le cycle du combustible ; la teneur en uranium appauvri est choisie pour obtenir un compromis satisfaisant entre la nécessité d'obtenir des coefficients cinétiques (coefficient Doppler et fraction de neutrons retardés) élevés et celle de limiter la production de plutonium par la réaction de conversion de l'uranium 238 en plutonium 239. En outre, le thorium peut être utilité dans la composition de l'assemblage. A titre d'illustration, des calculs ont été effectués sur la base de la composition des éléments combustibles donnée précédemment en guise d'exemple. Dans ces calculs, on a pris pour hypothèse que le plutonium entrant dans la composition de l'élément combustible selon l'invention était du plutonium dit "de qualité 2016". Cette expression désigne du plutonium dont la composition moyenne correspond à celle qui serait produite en l'an 2016 par des réacteurs à eau sous pression de 900 MW électriques, apres trois cycles classiques, refroidi pendant trois ans retraité et fabriqué dans les deux ans qui suivent. Le tableau I donne la composition initiale en noyaux lourds d'un c#ur de réacteur conforme à l'exemple considéré, ainsi que la composition finale de ce c#ur, à l'expiration de trois cycles de 54 mois (valeur donnée à titre d'exemple) dans le c#ur d'un réacteur nucléaire à eau bouillante fonctionnant en spectre rapide. Dans ce tableau, les valeurs massiques, exprimées en kilo, ont été calculées dans 1 hypothèse d' c#ur présentant un diamètre de 4 mètres et une hauteur de 376 cm, ce qui correspond à volume combustible d'environ 23 m3. Le Tableau I montre que l' lisation d'eléments combustibles ainsi constitués, dans un réacteur à eau bouillante fonctionnant spectre rapide, permet d'assurer une consommation importante de plutonium, proche de 43 % de la charge initiale dans l'exemple considéré. A titré de comparaison 1a seule solution exploitée, concernant un réacteur a eau sous pression utilisant 30 % de combustible de type MOX, est limitée à une consommation d'environ 25 % de plutonium. On notera par ailleurs que la teneur en plutonium fissile et notamment en plutonium 241 reste importante après trois cycles de 54 mois (valeur donnée à titre d'exemple). Cela permet d'envisager un retraitement supplémentaire du plutonium dans le cas d'une stratégie de recyclage multiple. TABLEAU I Etat initial Etat final Masse vecteur Masse vecteur variation (kg) (g) (kg) M M 235U 82,9 38,4 ( 53,7) 238U 33 059 30 255 - 8,5) 238 Pu 420 2,74 467 5,31 + 11,1 239 Pu 8 718 56,54 2 667 30,17 - 69,4 240 Pu 4 032 26,04 3 256 36,68 - 19,3 2 4 1 Pu 1 152 7,41 1 342 15,06 16,55 242 Pu 1 136 7,28 1 143 12,78 + 0,6 Putot 15 460 8 877 42,7 241 -km 109. 314 2'3Am - 318 242 Cm - 31 244Cm - 226 237NP _ 8 Total 109 910 5,82 actinides. (% Pu FP.lneurs. initial) Sur la figure 5, on a représenté le spectre neutronique d'un réacteur à eau bouillante formé d'eléments combustibles selon l'invention, dont le cceur i conforme au Tableau I. En d'autres termes, la figure 5 représente la répartition du flux des neutrons (n . s-1. CM- 2) en fonction de l'énergie (en électronvolts), en milieu infini, pour un taux de présence de vapeur de 40 %. Ce spectre a été établi à l'aide du code de calcul APOLLO 2 du Commissariat à l'Energie Atomique. I1 confirme que le flux des neutrons dans le c#ur est essentiellement un flux de neutrons rapides (vitesse de l'ordre de 40 000 km/ ). Plus précisément, d'après le spectre calculé, la proportion du flux rapide @1 sur le flux total est de 32, %, la proportion du flux de ralentissement @2 sur le flux total @ est de 44,3 %, la proportion du flux épithermique @3 sur le flux total @ est de 22,3 % et la proportion du flux thermique b4 sur le flux total est 1,1 %. Il est donc possible d'engendrer un nombre signiricatif de fissions d'uranium 238 et de plutonium 240. Parallèlement, la conversion d'uranium 238 en plutonium 239 est réduite, de même que les fissions thermiques de plutonium 239, ce qui est favorable à l'obtention d'une fraction de neutrons retardés élevée dans cceur. . Des calculs comparables ont été effectués dans la partie inférieure du réacteur, où l'eau est totalement à l'état liquide. Le spectre obtenu présente les memes caractéristiques et notamment une composante thermique très fable, la proportion du flux thermique sur flux total étant alors égale à 1,9 %. Les calculs neutroniques montrent par ailleurs que le coefficient de réactivité du c#ur neuf (en milieu infini) est de l'ordre de 1,307. On peut adapter les valeurs de puissance et de longueur de cycle en fonction des besoins. Dans le cas une puissance volumique de 45,8 MW par m3 de c#ur (combustible plus fluide), on obtient des cycles qui sont très longs et on peut arriver à un taux de combustion déchargement supérieur à 160 GWj/t. Cela se traduit par la realisation de cycles de 54 mois, c'est-à-dire de 4,5 Par ailleurs, le coefficient Doppler obtenu par le même calcul est de l'ordre de - 2,63 pcm/ C, ce qui permet d'envisager un comportement intrinsèquement sûr du c#ur en cas d'excursion de puissance entraînant une augmentation de la température du combustible. De façon comparable, la proportion de neutrons retardés est de 315 pcm, ce qui autorise une bonne marge de contrôle du réacteur en cas de retrait intempestif d'un organe de contrôle. Ce phénomène favorable est accentué par le fait que les particules fissiles enrobées sont dispersées dans une matrice de carbure de silicium présentant une forte résistance à la fracturation et une haute température de fusion. En ce qui concerne le retour à l'arrêt froid du reacteur, le coefficient modérateur est négatif et limité sur tout l'intervalle de température compris entre 300 C (température nominale de fonctionnement du reacteur) et 20 C. Ainsi, ce coefficient modérateur est égal à - 14,88 à 220 C et - 8,16 à 20 C. Ces valeurs, relativement faibles, sont cohérentes avec celles d'un réacteur à eau bouillante utilisant des assemblages combustibles de type MOX. Elles n'induisent donc pas de problème .particulier pour Jle contrôle du retour à l'arrêt froid du réacteur. Des calculs ont aussi été faits pour étudier la faisabilité d'un réacteur à eau bouillante à spectre rapide utilisant les éléments combustibles selon l'invention, notamment d'un point de vue thermique en qui concerne l'aspect contrôle. Dans l'exemple chiffré donné plus haut, chaque élément combustible définit une section de passage 1' Sp et une section de combustible Sc toutes deux égales à 0,0032 m2. Le flux massique du fluide caloporteur choisi étant de 750 kg /m2.s, cela conduit a vitesses d'écoulement légèrement supérieures à 1m/s, ce qui implique des pertes de charge hydraulique faibles de l'écoulement d'eau dans le cceur. Pour respecter un rapport de 2,5 du flux thermique au flux critique indiqué par les tables de Groeneveld pour la section de passage de l'eau indiquee plus haut, avec une qualité de mélange de 0,25 et pression de 80 bars, on choisit un flux thermique moyen de 816 KW/m2. Cela implique une densité volumique de puissance moyenne de 91,7 MT@a/m3 pour le combustible, de 45,8 MTW par mètre cube de c#ur (combustible plus mélange diphasique) et une hauteur de c#ur de 3,76 m. Pour un cceur de 4 m de diamètre, la puissance thermique extraite est alors de 2163 #,rW, ce qui donne une puissance électrique d'environ 720 ni-Je. Pour cette puissance volumique, la température au centre du combustible est de l'ordre de 400 C, en prenant un coefficient linéique de conduction de 0 '0 W/m2. C (valeur approximative pour le SiC à 400 Cet écart de température relativement faible entre réfrigérant à 295 C et le combustible favorise la gestion de la plupart des transitoires accidentels pris pour le dimensionnement des systèmes de sauvegarde, pour renoyage du c#ur notamment. Le faible niveau de température par rapport au domaine d'intégrite des particules fissiles enrobées et de leur matrice sic laisse supposer que les risques de fusion du c#ur seront très faibles. L'agencement qui vient d'être décrit permet de favoriser un fonctionnement du réacteur en convection naturelle en "aérant" le cceur du réacteur en autorisant une section de passage importante de l'écoulement d'eau dans le c#ur, avec des vitesses d'écoulement faibles dans le c#ur pour obtenir de faibles pertes de charge. Le choix d'un faible taux de recirculation (par exemple, égal à 4) autorise de forts taux vide en haut du c#ur donc une grande force motrice due à la différence de densité importante entre le liquide contenu dans 1e retour d'eau et le melange diphasique dans le c#ur. Dans l'exemple de calcul qui précède, la faible puissance extraite du combustible se traduit par la réalisation de cycles très longs. Dans l'hypothèse d'une puissance plus élevée, de 1450 MWe par exemple, on calcule que la longueur des cycles demeure intéressante (36 mois, soit 3 ans), alors que la consommation et la dégradation du plutonium est légèrement supérieure par rapport à l'exemple précédent, et la production d'actinides mineurs légèrement inférieure. En ce qui concerne 1e contrôle du réacteur, le spectre rapide et l'aspect diphasique du fluide caloporteur excluent l'utilisation du bore soluble. De même, 1 efficacité des poisons consommables dans le combustible est limitée. 'utilisation de l'organe de contrôle 22 à sectiôn en forme de croix, réalisé en matériau absorbant (B4C par exemple) d'environ 1 cm d'épaisseur, permet d'effectuer un retour dans des conditions sous-critiques dans l'hypothèse la plus pénalisante d'un milieu infini et d'un c#ur neuf, ainsi dans la configuration eau liquide correspondant au démarrage du réacteur. En fonctionnement, compte tenu du "poids neutronique" important d'un organe de contrôle tel que l'organe 22, toutes les positions possibles seront pas occupées par des organes d'arrêt. Les emplacements disponibles seront occupés par des organes pilotage et de compensation de la réactivité, réalisés en des matériaux présentant une efficacité adaptée besoins et présentant une tenue sous irradiation améliorée, tels que le diborure de hafnium HfB2 ou des composés de dysprosium et de bore. Enfin, les organes de contrôle complementaire tels que l'organe 24 sur la figure 1 présentent, par exemple, une épaisseur d'environ 0,5 cm. Ces organes peuvent être utilisés comme systèmes d'arrêt complémentaire, pour le pilotage, voire pour l'incinération des actinides ou des produits de fission, qui jouent le rôle de poisons consommables. REVENDICATIONS 1. Elément combustible monobloc (10) pour réacteur nucléaire, formé de particules fissiles enrobees, noyées dans une matrice, caractérisé en ce qu'il comprend'une pluralité de plaques parallèles (12) séparees par des espaces (14,20) et reliées entre elles par des parties de jonction (16a,16b), ladite matrice étant inerte vis-à-vis du bilan des noyaux lourds (fissiles et fertiles) et neutre vis-à-vis d'un fluide caloporteur susceptible de circuler dans lesdits espaces (14,20,28). 2. Elément combustible selon la revendication 1, dans lequel ledit élément (10) a une forme extérieure sensiblement parallélépipédique. 3. Elément combustible selon l'une quelconque des revendications 1 et 2, dans lequel les plaques (12) sont sensiblement planes. 4. Elément combustible selon l'une quelconque des revendications précédentes, dans lequel les plaques (12) sont sensiblement verticales et l'un au moins des espaces (14,20,28) est apte à recevoir un organe de contrôle (22,30,32). 5. Elément combustible selon la revendication 4, dans lequel les parties de jonction (16a,16b) les plaques parallèles (12) sont ajourées à des niveaux prédéterminés pour former des fenêtres (2 de circulation transverse du fluide caloporteur. 6. Elément combustible selon l'une quelconque des revendications 4 et 5,1 dans lequel ledit espace (20) apte à recevoir un organe de contrôle (22) présente en section horizontale une forme en croix et divise l'élément combustible (10) quatre sous-ensembles (18) comprenant chacun plusieurs plaques (12) reliées entre elles par certaines 16a) des parties de jonction, d'autres (16b) desdites parties de jonction reliant entre eux chacun des sous ensembles 18). 7. Elément combustible selon la revendication dans lequel les plaques (12) des sous-ensembles (18) contigus sont perpendiculaires les unes aux autres. 8. Elément combustible selon la revendication 6, dans lequel les plaques (12) quatre sous-ensembles (18) sont toutes parallèles les unes aux autres. 9. Elément combustible selon l'une quelconque des revendications 4 et S, dans lequel un premier espace (28), apte à recevoir un premier organe de contrôle (30) en forme de plaque, est formé dans une partie centrale de l'élément combustible (10), une deuxième série d'espaces (14), débouchant à la périphérie dudit élément et apte à recevoir un deuxième organe de contrôle (32) en forme de râteau, étant formée au moins d'un côté de ladite partie centrale. 10. Elément combustible selon l'une quelconque des revendications précédentes, dans lequel les plaques (12) et les espaces (14) présentent des épaisseurs dans un rapport apte à définir un spectre rapide, pour ledit fluide caloporteur. 11. Elément combustible selon la revendication 10, dans lequel ledit rapport est sensiblement égal à 1 lorsque le fluide caloporteurj'est de l'eau. 12. Elément combustible selon l'une quelconque des revendications 1 à 9, dans lequel lesdites plaques (12) et lesdits espaces (14) présentent des épaisseurs uniformes, dans un rapport apte à définir un spectre thermique pour ledit fluide caloporteur. . Elément combustible selon 1 une quelconque des revendications précédentes, dans lequel ledit élément (10) est protégé par une gaine metallique. 14. Elément combustible selon l'une quelconque des revendications précédentes, dans lequel les particules de matériau combustible comprennent des noyaux corps fissiles choisis dans le groupe comprenant l'uranium et le plutonium. . Elément combustible selon la revendication 14, dans lequel les particules de matériau combustible comprennent de plus des noyaux de thorium. 16. Elément combustible selon l'une quelconque des revendications précédentes, dans lequel la matrice inerte est réalisée en un matériau choisi dans le groupe comprenant le carbure de silicium SiC, un métal et une combinaison des deux. 17. Réacteur nucléaire à eau bouillante, comprenant un c#ur comportant une pluralité d'éléments combustibles (10) réalisés selon la revendication 11 de façon à définir un spectre de neutrons rapides. 18. Réacteur selon la revendication 7, dans lequel particules enrobées comprennent des noyaux de plutonium. . Réacteur selon l'une quelconque des revendications 17 et 18, fonctionnant en circulation naturelle. I