Brevet FR2944643A1 — publié le 20101022

COEUR DE REACTEUR À EAU LEGERE ET ASSEMBLAGE COMBUSTIBLE La présente invention concerne un coeur d'un réacteur à eau légère et un assemblage combustible et, plus particulièrement, un coeur d'un réacteur à eau légère et un assemblage combustible adapté à un réacteur à eau bouillante. Lorsqu'un nucléide actinide, lequel a de nombreux isotopes et est inclus dans un matériau combustible nucléaire d'un assemblage combustible chargé dans un coeur d'un réacteur à eau légère, se consume dans un coeur, le nucléide actinide effectue un transfert entre des isotopes successivement par transmutation nucléaire telle qu'une fission nucléaire et une absorption de neutrons. Du fait qu'un noyau numéroté impair qui a une grande section efficace de fission nucléaire par rapport à des neutrons de résonance et thermiques, et un noyau numéroté pair qui est soumis à une fission uniquement pour des neutrons rapides sont présents sous la forme de nucléide actinide, en géné- rai, les rapports actuels des isotopes présents dans les nucléides actinides inclus dans l'assemblage combustible changent largement lorsque les nucléides actinides se consument. Il est connu que ce changement de rapport actuel dépend du spectre d'énergie neutronique au niveau de la position à laquelle l'assemblage combustible est chargé dans le coeur. Des réacteurs à eau légère courants utilisent de l'uranium légèrement enrichi en tant que combustible nucléaire. Cependant, du fait que les ressources en uranium naturelles sont limitées, il est nécessaire de remplacer successivement des assemblages combustibles utilisés dans le réacteur à eau légère par des assemblages combustibles recyclés incluant un matériau combustible nucléaire qui est formé par enrichissement d'uranium appauvri, lequel est un résidu après un enrichissement d'uranium, avec le nucléide transuranien (désigné ci-après sous forme abrégée TRU) extrait d'assemblages combustibles irradiés dans le réacteur à eau légère. Le nucléide TRU doit être recyclé en tant que ressource utile sur une très longue période prévue comme étant nécessaire pour des réacteurs commerciaux et, pendant cette période, la quantité de nucléides TRU doit toujours augmenter ou être conservée quasiment constante. Le document JP 3 428 150 B décrit une technologie pour mettre en oeuvre un réacteur surrégénérateur dans lequel la quantité de Pu fissionnable est accrue ou conservée quasiment constante dans des réacteurs à eau légère qui représentent la majorité des réacteurs commerciaux courants Dans un réacteur à eau légère dans lequel le réacteur surrégénérateur décrit dans le document JP 3 428 150 B au nom de R. TAKEDA et autres, intitulé Proc. of International Conference on Evaluation of Emerging Nuclear Fuel Cycle Systems. GLOBAL '95 Versailles, France, Sep- tembre, 1995, page 938 est devenu une réalité, une pluralité d'assemblages combustibles, chacun d'eux ayant une section efficace transversale hexagonale, sont disposés dans le coeur, chaque assemblage combustible étant formé en agençant étroitement une pluralité de barres de combus- tible dans un réseau triangulaire. Dans le coeur de ce réacteur à eau légère, la quantité d'eau autour des barres de combustible est réduite du fait de l'agencement proche des barres de combustible, et ainsi les rapports de neutrons à énergie résonante et de neutrons à énergie rapide sont accrus. En outre, la hauteur d'une section de combustible oxyde mixte du nucléide TRU est réduite et des zones de couverture fertile chargées d'uranium appauvri sont disposées au-dessus et au-dessous de la partie de combustion d'oxyde mixte de manière à conserver un coefficient de vide négatif, lequel est un critère de sécurité. Le coeur est formé en deux étages empilés en appliquant le concept d'un coeur de type parfait décrit dans le document au nom de G. A. Ducat et autres, intitulé Evaluation of the Parfait Blanket Concept for Fast Breeder Reactors, MITNE-157, Janvier, 1974, ainsi un rapport de surgénération de 1 ou supérieur est garanti, de manière à préserver l'économie. Pour recycler un nucléide TRU, le retraitement de combustible irradié est indispensable. Du fait de la crainte qu'un nucléide TRU grand public soit détourné en arme de destruction massive, il existe une demande croissante pour une non-prolifération nucléaire et ainsi les restrictions concernant le recyclage TRU sont devenues drastiques. Il est certain qu'un système de génération d'énergie électrique supérieur à un réacteur de fission sera mis en application pratique un jour dans le futur. A ce jour, la valeur de TRU est réduite d'un combustible très utile équivalent à de l'uranium enrichi à un déchet de longue période encombrant. En conséquence, le but le plus important en matière de développement d'énergie nucléaire est d'établir un procédé d'évacuation de TRU. Le document au nom de R. TAKEDA et autres, intitulé Proc. of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycles and Systems. GLOBAL '07 Boise, USA, Septembre, 2007, page 1725 propose un réacteur de désintégration de TRU et un réacteur surrégénérateur à eau légère pour recycler les nucléides TRU alors que le rapport actuel de chaque isotope du nucléide TRU est conservé quasiment constant pour réaliser un recyclage multiple, dans lequel les nucléides TRU obtenus par retraitement d'un combustible nucléaire irradié sont réutilisés en tant que nouveau combustible nucléaire pour répéter un recyclage. Ce réacteur surrégénérateur à eau légère peut effectuer un recyclage dans un état dans lequel la quantité de TRU est maintenue constante ou ac- crue, et il a un coeur chargé d'assemblages combustibles ayant une combustion nucléaire élevée et une résistance à la prolifération nucléaire élevée. Le réacteur de désintégration de TRU est un réacteur pour réduire les nucléides TRU à travers une fission nucléaire en réduisant successivement et en agrégeant les nucléides TRU jusqu'à ce que tous les nucléides TRU soient réduits en étant soumis à une fission pour la quantité de nucléides TRU étant chargée dans le dernier coeur afin d'empêcher les nucléides TRU de devenir un déchet radioactif de longue période à la fin de l'utilisation du réacteur à eau légère. Un réacteur à eau légère pour recycler des nucléides TRU a été réalisé dans le document au nom de R. TAKEDA et autres, intitulé Proc. of International Conférence on Evaluation of Emerging Nuclear Fuel Cycle Systems. GLOBAL '95 Versailles, France, Septembre, 1995, page 938 ; de sorte qu'un réacteur avec recyclage utilise efficacement un combustible fissile, dans lequel la quantité de nucléides TRU est maintenue constante, avec une marge de sécurité suffisante pour répondre aux normes de conception pendant une période transitoire anormale et des accidents ; et de sorte que le réacteur avec recyclage peut stabiliser l'alimentation en énergie pendant une longue période de temps en consumant tout l'uranium appauvri, et en amenant tous les nucléides TRU à subir une fission, le réacteur avec recyclage empêche les nucléides TRU de devenir un déchet radioactif de longue période à la fin de l'utilisation du réacteur à fission nucléaire lorsque les nucléides TRU ne sont plus nécessaires. D'autre part, il existe un mouvement récent pour durcir les comportements en matière de sécurité ; en conséquence, un coeur ayant un potentiel haute sécurité est attendu, ayant une marge de sécurité suffisante pour répondre à un accident hors des normes de conception (Transitoires Sans Chute de Barre, ou ATWS) tel que, par exemple, un événement composé dans lequel le débit du coeur est brusquement réduit pour une raison particulière et toutes les barres de commande ne peuvent pas être insérées dans le coeur. Un but de la présente invention consiste à fournir un coeur d'un réacteur à eau légère et un assemblage combustible qui peuvent augmenter davantage une marge de sécurité sans sacrifier à l'efficacité économique du réacteur à eau légère. La présente invention pour atteindre le but ci-dessus est caractérisée en ce que, dans un assemblage combustible, lequel a été chargé dans un coeur, avec une combustion nucléaire de 0, un rapport de Pu-239 dans tous les nucléides transuraniens inclus dans l'assemblage com- 15 bustible est compris dans une plage de 40 à 60 une somme de hauteurs d'une zone de couverture fertile inférieure et d'une zone de couverture fertile supérieure formées dans le coeur est comprise dans une plage de 250 à 600 mm, et la hauteur de la zone de couverture fertile in- 20 férieure est comprise dans une plage de 1,6 à 12 fois la hauteur de la zone de couverture fertile supérieure. Conformément à la présente invention, une marge de sécurité peut être suffisamment conservée même avec la survenue d'un événement composé, dans lequel un débit du 25 coeur est brusquement réduit pour une raison particulière et toutes les barres de commande ne peuvent pas être insérées dans le coeur au même moment pendant le fonctionne-ment du réacteur à eau légère, hors des normes de conception. Lorsqu'un tel événement composé survient, un taux de 30 vide dans le coeur augmente rapidement, un point de début d'ébullition du caloporteur étant légèrement sous-refroidi, est délivré dans le coeur depuis le dessous du coeur, déplacé vers une extrémité inférieure du coeur, et la répartition de puissance dans la direction axiale du 35 coeur est également déplacée vers l'extrémité inférieure 10 du coeur. Par conséquent, un surplus de neutrons est dé-placé vers l'extrémité inférieure du coeur. Ce surplus de neutrons peut être absorbé par un absorbeur de neutrons dans une zone de remplissage d'absorbeur de neutrons, une extrémité supérieure de celle-ci est positionnée à proximité de l'extrémité inférieure du coeur, d'une barre de sécurité. En résultat, la puissance du réacteur à eau lé-gère peut être automatiquement réduite à la puissance à laquelle les assemblages combustibles dans le coeur peu- vent être refroidis par la capacité du caloporteur délivrable à partir d'un système d'inondation d'urgence du coeur à haute pression. Ainsi, un potentiel de sécurité suffisant peut être conservé lors de la survenue d'un événement composé hors des normes de conception. De cette ma- nière, la présente invention peut améliorer la marge de sécurité sans sacrifier à l'efficacité économique du réacteur à eau légère même lors de la survenue de l'événement composé. Le but ci-dessus peut également être atteint lorsque, dans un assemblage combustible, qui a été chargé dans un coeur, avec une combustion nucléaire de 0, un rapport de Pu-239 dans tous les nucléides transuraniens inclus dans l'assemblage combustible est d'au moins 5 % mais inférieur à 40 une hauteur d'une zone de couverture fertile supérieure est dans une plage de 20 à 100 mm, et une extrémité inférieure d'une zone fissile correspond à une extrémité inférieure du coeur. Conformément à la présente invention, une marge de sécurité peut être en outre accrue sans sacrifier à l'efficacité économique d'un réacteur à eau légère. On va maintenant mieux comprendre la présente invention à la lecture de la description qui va suivre, faite en référence aux dessins annexés, sur lesquels : - la figure 1 est un dessin explicatif représen- tant une répartition de puissance moyenne dans une direc- tion axiale d'un coeur dans un coeur ayant un rapport de surrégénération de Pu fissile de 1,01 pendant son fonctionnement à puissance nominale, et une répartition de puissance moyenne dans la direction axiale du coeur lors- qu'un débit du coeur est réduit à 4 kt/h qui est un débit de caloporteur délivrable par un système d'inondation d'urgence à haute pression, - la figure 2 est un dessin explicatif représentant une répartition de taux de vide dans une direction axiale d'un coeur dans le coeur ayant un rapport de surrégénération de Pu fissile de 1,01 pendant son fonctionne-ment à puissance nominale, et une répartition de taux de vide dans la direction axiale du coeur lorsqu'un débit du coeur est réduit à 4 kt/h qui est un débit de caloporteur délivrable par un système d'inondation d'urgence à haute pression, - la figure 3 est un dessin explicatif représentant une distribution de flux de neutrons thermiques dans une direction axiale d'un coeur ayant un rapport de surré- génération de Pu fissile de 1,01, - la figure 4 est un dessin explicatif représentant une relation entre une puissance et un débit de coeur dans un coeur ayant un rapport de surrégénération de Pu fissile de 1,01, - la figure 5 est un dessin explicatif représentant une relation entre un coefficient de vide correspondant à une hauteur de zone de couverture fertile supérieure et un rapport d'une zone de couverture fertile inférieure sur la zone de couverture fertile supérieure dans un coeur ayant un rapport de surrégénération de Pu fissile de 1, 01, - la figure 6 est un dessin explicatif représentant une relation entre une hauteur d'une zone de couverture fertile supérieure et une somme de hauteurs de la zone de couverture fertile supérieure et d'une zone de couverture fertile infé- rieure dans un coeur ayant un rapport de surrégénération de Pu fissile de 1,01, - la figure 7 est un dessin explicatif représentant une répartition de puissance moyenne dans une direc- tion axiale d'un coeur dans un réacteur BWR pour réaliser une désintégration des nucléides TRU pendant son fonctionnement à puissance nominale, et une répartition de puissance moyenne dans la direction axiale du coeur lorsqu'un débit du coeur est réduit à 4 kt/h qui est un débit de ca- loporteur délivrable par un système d'inondation d'urgence à haute pression, - la figure 8 est un dessin explicatif représentant une répartition de taux de vide dans une direction axiale d'un coeur dans un réacteur BWR pour réaliser une désintégration des nucléides TRU pendant son fonctionne-ment à puissance nominale, et une répartition de taux de vide dans la direction axiale du coeur lorsqu'un débit du coeur est réduit à 4 kt/h qui est un débit de caloporteur délivrable par un système d'inondation d'urgence à haute pression, - la figure 9 est un dessin explicatif représentant une distribution de flux de neutrons thermiques dans une direction axiale d'un coeur dans un réacteur BWR pour réaliser une désintégration des nucléides TRU, - la figure 10 est un dessin explicatif représentant une relation entre la puissance et un débit de coeur dans un réacteur BWR pour réaliser une désintégration des nucléides TRU, - la figure 11 est une vue en coupe longitudi- nale représentant un réacteur à eau légère ayant un coeur conformément au mode de réalisation 1, qui est un mode préféré de réalisation de la présente invention, - la figure 12 est une vue en coupe transversale du coeur représenté sur la figure 11, - la figure 13 est une vue en coupe transversale d'un treillis d'assemblage combustible représenté sur la figure 12, - la figure 14 est un dessin explicatif repré- sentant une relation positionnelle dans une direction axiale entre une barre de combustible et une barre de commande en forme de Y dans l'assemblage combustible représenté sur la figure 13, - la figure 15 est un dessin explicatif repré- sentant un agencement d'assemblages combustibles dans un coeur représenté sur la figure 11, lorsque le coeur est dans l'état d'être un coeur en phase d'équilibre, - la figure 16 est un dessin explicatif représentant une répartition d'ouvertures d'orifice dans le coeur en phase d'équilibre représenté sur la figure 15, - la figure 17 est un dessin explicatif représentant une répartition d'enrichissement du Pu fissile dans une direction axiale dans un nouvel assemblage combustible à charger dans le coeur, lequel est un coeur en phase d'équilibre, représenté sur la figure 11, - la figure 18 est un dessin explicatif représentant un agencement de barres de combustible ayant différents enrichissements du Pu fissile dans une vue en coupe transversale de l'assemblage combustible représenté sur la figure 13, - la figure 19 est un dessin explicatif représentant une structure d'une barre de combustible dans une direction axiale de l'assemblage combustible représenté sur la figure 13, - la figure 20 est une vue en coupe transversale représentant un treillis d'assemblage combustible dans un coeur d'un réacteur à eau légère conformément au mode de réalisation 2, lequel est un autre mode de réalisation de la présente invention, - la figure 21 est un dessin explicatif représentant un agencement d'assemblages combustibles dans un coeur en phase d'équilibre d'un réacteur à eau légère dans un mode de réalisation 2, - la figure 22 est un dessin explicatif représentant une répartition d'enrichissement du Pu fissile dans une direction axiale dans un nouvel assemblage combustible à charger dans le coeur, lequel est un coeur en phase d'équilibre, représenté sur la figure 21, - la figure 23 est une vue en coupe transversale représentant un coeur d'un réacteur à eau légère conformé-ment au mode de réalisation 3, lequel est un autre mode de réalisation de la présente invention, - la figure 24 est une vue en coupe transversale représentant un treillis d'assemblage combustible représenté sur la figure 23, - la figure 25 est un dessin explicatif représentant une répartition d'enrichissement du Pu fissile dans une direction axiale dans un nouvel assemblage com- bustible à charger dans le coeur en phase d'équilibre, le-quel est un coeur en phase d'équilibre, représenté sur la figure 24, - la figure 26 est une vue en coupe transversale représentant un treillis d'assemblage combustible dans un coeur d'un réacteur à eau légère conformément au mode de réalisation 4, lequel est un autre mode de réalisation de la présente invention, - la figure 27 est un dessin explicatif représentant une répartition d'enrichissement du Pu fissile dans une direction axiale dans un nouvel assemblage combustible à charger dans le coeur en phase d'équilibre, le-quel est un coeur en phase d'équilibre, représenté sur la figure 26, - la figure 28 est un dessin explicatif repré- sentant une répartition d'enrichissement du Pu fissile dans une direction axiale dans un nouvel assemblage combustible à charger dans un coeur en phase d'équilibre d'un réacteur à eau légère dans un mode de réalisation 5, lequel est un autre mode de réalisation de la présente in- vention, - la figure 29 est un dessin explicatif représentant une répartition d'enrichissement du Pu fissile dans une direction axiale dans un nouvel assemblage combustible à charger dans un coeur en phase d'équilibre d'un réacteur à eau légère dans un mode de réalisation 6, le-quel est un autre mode de réalisation de la présente invention, - la figure 30 est un dessin explicatif représentant une relation positionnelle dans une direction de hauteur entre une barre de combustible et une barre de commande en forme de Y dans l'assemblage combustible du mode de réalisation 6, lequel est un autre mode de réalisation de la présente invention. On va maintenant décrire de manière détaillée les modes préférés de réalisation de la présente invention. L'eau de refroidissement (caloporteur) pour refroidir des assemblages combustibles d'un coeur dans un réacteur BWR est délivrée dans un coeur depuis le dessous en tant qu'eau sous-refroidie à approximativement 10 °C, et lors du refroidissement des assemblages combustibles, cela devient un flux à deux phases incluant de l'eau saturée et de la vapeur et de l'eau. Cette eau de refroidisse-ment devient un flux à deux phases avec un taux de volume mort d'approximativement 60 à 80 % au niveau d'une sortie du coeur. Ainsi, une répartition d'atomes d'hydrogène, lesquels contribuent de manière importante à modérer les neutrons, dans la direction axiale du coeur, diminue de-puis la partie inférieure vers la partie supérieure du coeur. Pour cette raison, si les assemblages combustibles ayant une zone de réparti- tion d'enrichissement axiale sont chargés dans le coeur du réacteur BWR, une grande pointe de puissance est formée dans la région inférieure du coeur. Lorsque le débit de l'eau de refroidissement dans le coeur est réduit pour une raison particulière, le point de début d'ébullition de l'eau de refroidissement est déplacé davantage vers le bas par rapport à celui obtenu lorsque le réacteur fonctionne à sa puissance nominale et au débit de coeur nominal, et la pointe de puis- sance est également davantage déplacée vers le bas dans le coeur. Les présents inventeurs ont minutieusement étudié les caractéristiques ci-dessus d'un coeur d'un réacteur BWR et découvert que, dans un coeur d'un réacteur à eau légère chargé d'une pluralité d'assemblages combustibles incluant un matériau combustible nucléaire obtenu par retraitement, le rapport de Pu-239 dans l'ensemble des nucléides TRU inclus dans les assemblages combustibles au moment du taux de combustion nulle est compris dans une plage de 40 à 60 lorsqu'une extrémité supérieure d'une zone de remplissage d'absorbeur de neutrons d'une barre de commande est disposée à proximité d'une extrémité inférieure du coeur, une marge de sécurité peut être davantage accrue sans sacrifier à l'efficacité économique du réac- teur à eau légère en appliquant l'une quelconque des structures suivantes, c'est-à-dire, (1) amener la somme des hauteurs d'une zone de couverture fertile supérieure et d'une zone de couverture fertile inférieure dans le coeur dans une plage de 250 à 600 mm et au même moment, amener la hauteur de la zone de couverture fertile inférieure dans une plage de 1,6 à 12 fois celle de la zone de couverture fertile supérieure, (2) amener la hauteur de la zone de couverture fertile inférieure à un niveau supérieur à celle de la zone de couverture fertile supérieure et au même moment, amener la hauteur de la zone de couver- ture fertile supérieure dans une plage de 30 à 105 mm, et (3) amener la hauteur de la zone de couverture fertile inférieure à un niveau supérieur à celle de la zone de couverture fertile supérieure et au même moment, amener la hauteur d'une zone fissile supérieure incluant Pu pour le coeur à un niveau supérieur à la hauteur d'une zone fissile inférieure incluant Pu dans une plage de 10 à 25 mm. En d'autres termes, en appliquant l'une quelconque des structures (1), (2) et (3), même lors de la survenue d'un événement composé, lequel dépasse les normes de conception, telles que la perte du caloporteur dans le coeur pour une raison particulière et toutes les barres de commande qui ne peuvent plus être insérées dans le coeur pour une raison particulière, un surplus de neutrons dans le coeur est automatiquement absorbé par l'absorbeur de neutrons disposé dans l'extrémité inférieure du coeur, du fait qu'un taux de vide dans le coeur est rapidement accru lorsque le débit du caloporteur délivré dans le coeur (un débit du coeur) est brusquement réduit, et la répartition de puissance dans la direction axiale du coeur est déplacée vers l'extrémité inférieure du coeur. Pour cette rai-son, la puissance du réacteur est automatiquement réduite à la puissance du réacteur à laquelle le refroidissement peut être réalisé par le débit du caloporteur délivré dans le coeur par un système d'inondation d'urgence du coeur à haute pression qui est automatiquement activé dans le cas d'une urgence. Comme décrit ci-dessus, les présents inventeurs ont nouvellement découvert qu'un potentiel de sécurité dans un coeur d'un réacteur à eau légère peut être amélioré en appliquant l'une quelconque des structures (1), (2), et (3). En outre, les présents inventeurs ont découvert que la marge de sécurité peut également être accrue, comme réalisé ci-dessus en (4) amenant la hauteur de la zone de couverture fertile inférieure à un niveau supé- rieur à celle de la zone de couverture fertile supérieure et au même moment, en dispo- sant un matériau d'absorption de neutrons à la position au niveau de laquelle un surplus de neutrons générés au moment de l'accident se rassemble. La marge de sécurité peut être davantage améliorée en combinant certaines des structures (1), (2), (3), et (4). Par exemple, lorsque les structures (1) et (2) sont combinées, la marge de sécurité va être plus grande que celle de la structure (1) seule ; et lorsque la struc- ture (3) est combinée en plus à la combinaison des structures (1) et (2), la marge de sécurité va être davantage améliorée que celle des structures (1) et (2) combinées. Ceci peut être dit pour les autres structures dans les-quelles la structure (2), (3), ou (4) est combinée à deux autres structures. Lorsque la structure (4) est combinée en plus à la combinaison des structures (1), (2), et (3), la marge de sécurité va être la plus grande parmi les combinaisons incluant certaines des structures (1) à (4). En outre, les présents inventeurs ont nouvelle- ment découvert que, dans un coeur d'un réacteur à eau lé-gère chargé d'une pluralité d'assemblages combustibles incluant un matériau combustible nucléaire obtenu par retraitement, le rapport de Pu-239 dans l'ensemble des nucléides TRU inclus dans des assemblages combustibles au moment de la combustion nulle est d'au moins 5 % mais in- férieur à 40 lorsque l'extrémité supérieure d'une zone de remplissage d'absorbeur de neutrons d'une barre de commande est disposée à proximité de l'extrémité inférieure du coeur, une marge de sécurité peut être davantage accrue sans sacrifier à l'efficacité économique et aux performances cibles de conception du multi-recyclage TRU en appliquant l'une quelconque des structures suivantes, c'est-à-dire, (5) mettre en adéquation une extrémité inférieure d'une zone fissile dans le coeur avec l'extrémité inférieure du coeur et au même moment, amener la hauteur d'une zone de couverture fertile supérieure dans une plage de 20 à 100 mm, et (6) disposer de la zone de couverture fertile supérieure et au même moment, amener une hauteur d'une zone fissile supérieure dans le coeur à un niveau supérieur à une hauteur d'une zone fissile inférieure dans une plage de 10 à 25 mm. La marge de sécurité est davantage améliorée en combinant la structure (6) à la structure (5) comparativement au coeur du réacteur à eau légère ayant soit la structure (5) ou soit la structure (6) seule. Un but de la présente invention est d'améliorer la sécurité d'un réacteur à eau légère de type à recyclage qui utilise un matériau combustible nucléaire contenant des nucléides TRU obtenus par retraitement. La présente invention est réalisée pour conserver la sécurité même avec la survenue de multiples accidents dépassant les normes de conception et pour permettre la poursuite d'un multi-recyclage TRU, lorsque les performances en tant que réacteur surrégénérateur (un réacteur surrégénérateur à eau légère) doivent être améliorées dans le réacteur à eau légère représenté dans le document JP 3 428 150 B, et lorsque le TRU considéré à éliminer en tant que déchet radioactif de longue période lorsqu'il n'est plus nécessaire, doit être utilisé en tant que matériau combustible nucléaire jusqu'à ce l'ensemble des nucléides TRU, à l'exception de ceux étant chargés dans le dernier coeur, soient amenés à subir une fission. Un coeur de réacteur d'un réacteur à eau légère ayant des performances améliorées en tant que réacteur surrégénérateur est décrit. Par exemple, un réacteur sur-régénérateur à eau légère qui produit un taux résiduel Pu fissile de 1 ou supérieur dans un réacteur BWR a été tout d'abord réalisé dans le document JP 3 428 150 B. Pour réaliser le réacteur surrégénérateur dans un réacteur à eau légère, une énergie neutronique dans le coeur doit être conservée à un niveau élevé. Cependant, du fait que la masse d'un atome d'hydrogène formant l'eau utilisée en tant que caloporteur dans le réacteur à eau légère est faible comparativement à celle de Na généralement utilisée en tant que caloporteur dans un réacteur surrégénérateur, la perte d'énergie de neutrons au niveau d'une collision devient importante dans le réacteur à eau légère. Ainsi, il est nécessaire de réduire un rapport de caloporteur par volume unitaire de matériau combustible nucléaire dans le réacteur à eau légère. Lorsqu'un matériau combustible nucléaire ayant un rapport de Pu-239 dans l'ensemble des nucléides TRU dans une plage supérieure à 60 % est recyclé, les problèmes suivants peuvent survenir, c'est-à-dire, (a) une capacité pour refroidir le matériau combustible nu- cléaire dans le coeur n'est pas suffisante, (b) une combustion des assemblages combustibles est réduite, une diminution de l'efficacité économique du combustible, et (c) un écart entre des barres de combustible disposées dans l'assemblage combustible devient trop étroit, rendant dif- ficile la production d'un assemblage combustible. Lors-qu'un matériau combustible nucléaire ayant un rapport de Pu-239 dans l'ensemble des nucléides TRU dans une plage inférieure à 40 % est recyclé, les problèmes suivants peu-vent survenir, c'est-à-dire, (d) un rapport de nucléides numérotés impairs ayant une section efficace de fission nucléaire plus grande est réduit comparativement à celui de nucléides numérotés pairs ayant une section efficace de fission nucléaire plus petite, rendant difficile d'atteindre un taux résiduel Pu fissile de 1 ou supérieur, et (e) le coeur devient grand et le coefficient de vide, le-quel est un indicateur de sécurité, est détérioré. Par conséquent, dans un réacteur surrégénérateur à eau légère, le rapport de Pu-239 contenu dans l'ensemble des nucléides TRU doit être compris dans une plage de 40 à 60 %. On va maintenant décrire un coeur de réacteur d'un réacteur à eau légère (un réacteur de désintégration TRU) qui permet l'élimination des nucléides TRU étant con-sidérés en tant que déchet radioactif de longue période lorsqu'ils ne sont plus nécessaires, à utiliser en tant que matériau combustible nucléaire jusqu'à ce que l'en-semble des nucléides TRU à l'exception de ceux étant chargés dans le dernier coeur soient amener à subir une fission. Les présents inventeurs ont pensé à réduire le TRU par fission nucléaire et lorsque le TRU n'est plus nécessaire, en intégrant le TRU dispersé dans de nombreux coeurs sur la base de la quantité de réductions de TRU, et en laissant le TRU uniquement dans un coeur à la fin. A ce stade, lorsqu'un matériau combustible nucléaire ayant un rapport de Pu-239 dans l'ensemble des nucléides TRU dans une plage d'au moins 40 % est recyclé pour empêcher le TRU de devenir un déchet radioactif de longue période, il faut trop de temps pour intégrer le TRU dans un coeur du fait de la vitesse de réduction TRU est lente. Lorsqu'un maté- riau combustible nucléaire ayant un rapport de Pu-239 dans l'ensemble des nucléides TRU dans une plage inférieure à 5 % est utilisé en vue d'un recyclage, le coeur devient grand et le coefficient de vide est détérioré. Par conséquent, dans un réacteur de désintégration TRU, le rapport de Pu-239 contenu dans l'ensemble des nucléides TRU doit être défini dans une plage d'au moins 5 % mais inférieur à 40 ô. On va maintenant décrire de manière générale un coeur de réacteur de type parfait. Le coeur de réacteur de type parfait utilise un assemblage combustible ayant une zone de couverture fertile inférieure, une zone fissile inférieure, une zone de couverture fertile intérieure, une zone fissile supérieure, et une zone de couverture fertile supérieure disposées dans cet ordre depuis la partie d'ex- trémité inférieure jusqu'à la partie d'extrémité supé- rieure, en tant que nouvel assemblage combustible (ayant une combustion nucléaire de 0) pour un chargement. Dans le coeur de réacteur de type parfait, une zone de couverture fertile inférieure, une zone fissile infé- rieure, une zone de couverture fertile intérieure, une zone fissile supérieure, et une zone de couverture fertile supérieure sont formées depuis la partie d'extrémité inférieure jusqu'à la partie d'extrémité supérieure également. Les zones fissiles inférieure et supérieure incluent un combustible d'oxyde TRU (ou un combustible d'oxyde mixte d'oxyde TRU et d'oxyde d'uranium). La présente invention ci-dessus est destinée au réacteur à eau légère de type à recyclage et au coeur de réacteur à eau légère. Les résultats de l'étude effectuée par les présents inventeurs sont décrits ci-dessous. Tout d'abord, les résultats de l'étude réalisée par les présents inventeurs concernant un coeur de réacteur surrégénérateur à eau légère sont décrits ci-dessous. Dans la description, un réacteur BWR ayant une puissance électrique de 1 350 MW et un rapport de surrégénération de 1,01, chargé avec 720 assemblages combustibles, chacun d'eux ayant 271 barres de combustible, dans le coeur est utilisé en tant qu'exemple du coeur du réacteur surrégénérateur à eau légère. Bien que les coeurs décrits dans les documents JP 3 428 150 B ; au nom de R. TAKEDA et autres, intitulé Proc. of International Conférence on Evaluation of Emerging Nuclear Fuel Cycle Systems. GLOBAL '95 Versailles, France, Septembre, 1995, page 938 ; et R. TAKEDA et autres, intitulé Proc, of International Conférence on Advanced Nuclear Fuel Cycles and Systems. GLOBAL '07 Boise, USA, Septembre, 2007, page 1725 peuvent répondre de manière sûre et suffisante à un transitoire anormal et à des accidents compris dans les normes de conception, ce réac- teur BWR ne peut pas toujours répondre de manière suffi- sante lors de la survenue d'un événement composé tel que le débit du coeur étant brusquement réduit pour une raison particulière et en outre, toutes les barres de commande étant inopérantes, lorsqu'un tel événement est ac- tuellement considéré comme dépassant les normes de conception. Dans certains cas, un recyclage TRU peut devoir être interrompu au milieu. En d'autres termes, un recyclage multiple peut ne pas être poursuivi. Afin de poursuivre un recyclage TRU tout en con- servant un potentiel de sécurité suffisant dans le réacteur BWR ci-dessus, le coefficient de vide doit être conservé dans une plage prédéterminée. Les présents inventeurs ont étudié un procédé pour améliorer une marge de sécurité pour le coeur du réacteur à eau légère qui a les zones de couverture fertile inférieure et supérieure, est chargé avec une pluralité d'assemblages combustibles incluant un matériau combustible nucléaire obtenu par retraitement. Dans chacun de ces assemblages combustibles, le rapport de Pu-239 dans l'ensemble des nucléides TRU in- Glus dans l'assemblage combustible au moment de la combus- tion nulle est dans une plage comprise de 40 à 60 En résultat de l'étude, les présents inventeurs ont nouvelle-ment découvert une manière de réaliser un multi-recyclage TRU de sorte que, lorsque le débit du coeur est brusque- ment réduit pour une raison particulière spécifique à la fonction du réacteur BWR, le taux de vide dans le coeur augmente rapidement et le point de début d'ébullition du caloporteur étant légèrement sous-refroidi et circulant dans le coeur depuis le dessous, est déplacé vers le côté d'extrémité inférieure du coeur, qui engendre le déplace-ment de la répartition de puissance dans la direction axiale du coeur vers le côté d'extrémité inférieure du coeur ; ainsi, en disposant un matériau d'absorption de neutrons à proximité de l'extrémité inférieure du coeur, un potentiel de sécurité suffisant peut être conservé lors de la survenue de multiples accidents. Sur la base de cette connaissance, les présents inventeurs ont nouvelle-ment découvert que le potentiel de sécurité peut être amélioré alors que le rapport de surrégénération du TRU est conservé en adaptant l'une quelconque des structures (1), (2), (3), et (4). Dans le coeur du réacteur à eau légère décrit ici, les barres de commande sont insérées dans le coeur depuis le dessous. Sur la figure 1, une propriété 1 représente une répartition de puissance moyenne dans la direction axiale du coeur dans le coeur ayant un taux de surrégénération de Pu fissile de 1,01 pendant son fonctionnement à puissance nominale, et une propriété 2 représente une répartition de puissance moyenne dans la direction axiale du coeur lors- que le débit du coeur est réduit à 4 kt/h qui est un débit de caloporteur depuis un système d'inondation d'urgence du coeur à haute pression. Sur la figure 2, une propriété 3 représente une répartition de taux de vide moyen dans la direction axiale du coeur correspondant à la propriété 1, et une propriété 4 représente une répartition de taux de vide moyen dans la direction axiale du coeur correspondant à la propriété 2. Du fait de la brusque réduction du débit du coeur depuis une valeur nominale de 21 kt/h jusqu'à 4 kt/h, la répartition de taux de vide augmente rapidement depuis la propriété 3 jusqu'à la propriété 4, et au même moment, le point de début d'ébullition est déplacé vers le côté d'extrémité inférieure du coeur. Ceci a pour effet de déplacer également la répartition de puissance dans la di-rection axiale du coeur jusqu'au côté d'extrémité infé- rieure du coeur depuis la propriété 1 jusqu'à la propriété 2, comme ceci peut être observé. Lorsque le débit du coeur est réduit d'une manière aussi extrême, une grande pointe de puissance peut être générée dans un réflecteur (eau de refroidissement) dans la partie inférieure du coeur, et une réactivité positive peut être introduite dans le coeur dans certains cas. Dans les coeurs de réacteur décrits dans les documents JP 3 428 150 B ; au nom de R. TAKEDA et autres, intitulé Proc. of International Conférence on Evaluation of Emerging Nuclear Fuel Cycle Systems. GLOBAL '95 Versailles, France, Septembre, 1995, page 938 ; et R. TAKEDA et autres, intitulé Proc. of International Conférence on Advanced Nuclear Fuel Cycles and Systems. GLOBAL '07 Boise, USA, Septembre, 2007, page 1725, chaque barre de sécurité, qui est un type de barre de commande étant reti- rée du coeur pendant le fonctionnement à puissance nominale, est maintenue, tout en étant retirée, à la position qui n'affecte pas le coeur en introduisant une réactivité négative (une position de 20 à 30 cm au-dessous de l'extrémité inférieure du coeur) comme habituellement réalisée dans un coeur de hauteur relativement faible ayant une hauteur de 2 m ou inférieure. Une distribution de flux de neutrons thermiques dans la direction axiale du coeur dans cet état est représentée sous la forme d'une propriété 5 sur la figure 3. Ainsi, une extrémité supérieure d'une zone de remplissage d'absorbeur de neutrons de la barre de sécurité étant retirée au-dessous de l'extrémité inférieure du coeur pendant le fonctionnement du réacteur comme décrit ci-dessus, est positionnée au niveau de l'extrémité inférieure du coeur, de sorte que sa barre de sé- curité peut absorber un surplus de neutrons se déplaçant vers la partie inférieure du coeur lorsque le débit du coeur est brusquement réduit. La répartition de flux de neutrons thermiques dans la direction axiale du coeur à cet instant est représentée sous la forme d'une propriété 6 sur la figure 3. Cependant, le positionnement de l'extrémité supérieure de la barre de sécurité dans l'extrémité inférieure du coeur réduit la réactivité du coeur. En tant que contremesure pour résoudre un manque de réactivité, la hauteur des zones fissiles peut être ac- crue. Cependant, dans cette proposition, le rapport volu- mique de zones de couverture fertile par volume unitaire des zones fissiles est réduit ce qui réduit le rapport de surrégénération de Pu fissile, en conséquence, le coeur ne parvient pas à satisfaire une cible de conception pour le rapport de surrégénération de Pu fissile. Afin d'augmenter le rapport de surrégénération de Pu fissile, la hauteur de chacune des zones de couverture fertile supérieure et inférieure dans le coeur doit être davantage augmentée. L'augmentation des hauteurs de ces zones engendre la dimi- nution d'un rapport de fuite de neutrons dans la direction axiale du coeur et le coefficient de vide, lequel est un indicateur de sécurité important, est détérioré. Les résultats de l'étude effectuée par les présents inventeurs concernant un coeur d'un réacteur à eau légère chargé d'une pluralité d'assemblages combustibles, dans lesquels le rapport de Pu-239 dans l'ensemble des nucléides TRU inclus dans chacun de ces assemblages combustibles au moment de la combustion nulle est compris dans une plage de 40 à 60 incluant un matériau combustible nucléaire obtenu par retraitement, montrant que lorsqu'un matériau d'absorption de neutrons est disposé à proximité de l'extrémité inférieure du coeur, on peut éviter que le coefficient de vide ne se détériore davantage en réduisant la hauteur d'une zone de couverture fertile supérieure et en augmentant la hauteur d'une zone de couverture fertile inférieure. Dans le réacteur surrégénérateur à eau légère, la proximité mentionnée ci-dessus de l'extrémité inférieure du coeur désigne une zone située entre l'extrémité inférieure du coeur et une position, par exemple, 5 mm au-dessous de l'extrémité inférieure du coeur, et lorsque la zone de couverture fertile inférieure est formée dans le coeur, cette zone de couverture fertile inférieure est également incluse à proximité de l'extrémité inférieure. En amenant la hauteur de la zone de couverture fertile in- férieure à un niveau plus élevé que celle de la zone de couverture fertile supé- rieure, a savoir, en amenant la somme des hauteurs des zones de couverture fertile supérieure et inférieure à une valeur de 250 mm ou supérieure et au même moment, en amenant la hauteur de la zone de couverture fertile inférieure à un niveau égal à 1,6 fois ou supérieure celle de la zone de couverture fertile supérieure, un rapport de surrégénération de 1,01 peut être conservé, toutes les conditions restrictives sont respectées, et au même moment, même lors de la survenue d'un événement composé hors des normes de conception de sorte que le débit du coeur est sensiblement réduit pour une raison particulière et que toutes les barres de commande deviennent inopérantes, la puissance peut être automatiquement réduite à la puissance à laquelle les assem- blages combustibles dans le coeur peuvent être refroidis par la capacité du caloporteur délivrable au coeur par l'intermédiaire d'un système d'inondation d'urgence du coeur à haute pression, comme représenté sur la figure 4. Pour cette raison, une marge de sécurité peut être amélio- rée dans le coeur du réacteur à eau légère chargé avec les assemblages combustibles incluant le matériau combustible nucléaire obtenu par retraitement, le rapport de Pu-239 dans l'ensemble des nucléides TRU inclus dans chacun de ces assemblages combustibles au moment de la combustion nulle est comprise dans une plage de 40 à 60 Lorsque la somme des hauteurs des zones de couverture fertile supérieure et inférieure se situe au-dessus de 600 mm ou lors-que la hauteur de la zone de couverture fertile inférieure est supérieure à 12 fois celle de la zone de couverture fertile supérieure, le rapport de Pu-239 contenu dans l'ensemble des nucléides TRU du matériau combustible nucléaire dans l'assemblage combustible irradié à extraire du coeur va être supérieur au rapport de celui contenu dans un nouvel assemblage combustible avec une combustion nulle. Pour cette raison, lorsque le débit du coeur est accru pour conserver ces va- leurs dans la même plage, une perte de pression dans le coeur va dépasser la norme de conception, ce qui va compliquer la conception de la structure des assemblages combustibles. Ainsi, la somme des hauteurs des zones de couverture fertile supérieure et inférieure doit être comprise dans une plage de 250 à 600 mm. Sur la figure 5, une propriété 31 représente un changement dans le coefficient de vide lorsque la hauteur de la zone de couverture fertile supérieure varie dans le coeur du réacteur à eau légère ayant un rapport de surrégénération de Pu fissile de 1, 01, et une propriété 32 représente un rapport de la hauteur de la zone de couverture fertile inférieure sur la hauteur de la zone de couverture fertile supérieure. Comme représenté sur la figure 5, il devient clair que lorsque la hauteur de la zone de couverture fertile supérieure est de 105 mm ou inférieure, la hauteur de la zone de couverture fertile inférieure va de-venir égale à 1,6 fois ou supérieure la hauteur de la zone de couverture fertile supérieure et le coefficient de vide va prendre une valeur plus négative que -2 x 10_4 Ak/k/%vide. En augmentant la valeur absolue négative du coefficient de vide, la puissance peut être automatique-ment réduite à la puissance à laquelle les assemblages combustibles peuvent être refroidis par la capacité du caloporteur délivrable par le système d'inondation d'urgence du coeur à haute pression même lors de la survenue d'un événement composé hors des normes de conception telles que le débit du coeur étant sensiblement réduit, à savoir, le taux de vide dans le coeur étant sensiblement accru et toutes les barres de commande étant inopérantes. Lorsque la hauteur de la zone de couverture fertile supérieure est inférieure à 30 mm, la puissance des pastilles de combustible situées à proximité de l'extrémité supérieure de la zone de couverture fertile supérieure, étant sensiblement affectée par un flux de neu- trons thermiques dans le réflecteur supérieur, va dépasser la norme de conception. Ainsi, la hauteur de la zone de couverture fertile supérieure est définie dans une plage comprise entre 30 à 105 mm. Sur la figure 6, une propriété 33 représente la somme des hauteurs des zones de couverture fertile supérieure et inférieure lorsque la hauteur de la zone de couverture fertile supérieure varie. Il devient clair qu'en amenant la hauteur de la zone de couverture fertile supérieure à une valeur de 105 mm ou inférieure, la somme des hauteurs des zones de couverture fertile supérieure et inférieure va être égale à 250 mm ou supérieure. En outre, lorsque le réacteur est en fonctionnement alors que l'ex- trémité supérieure de la zone de remplissage d'absorbeur de neutrons de la barre de sécurité est positionnée à proximité de l'extrémité inférieure du coeur, il peut se produire un cas dans lequel du bore-10, lequel est un absorbeur de neutrons inclus dans la barre de sécurité, est utilisé de manière très rapide. Pour cette raison, dans certains cas, il est également utile de disposer des pas-tilles incluant un matériau d'absorption de neutrons tel que du bore, du gadolinium, Dy, Sm, Eu, etc. au-dessous de la zone de couverture fertile inférieure dans la barre de combustible incluse dans chaque assemblage combustible. La hauteur de la zone de couverture fertile inférieure est amenée à une valeur supérieure à celle de la zone de couverture fertile supérieure et la hauteur de la zone fissile supérieure incluant TRU dans le coeur est amenée à un niveau supérieur à la hauteur de la zone fissile inférieure incluant TRU dans une plage de 10 à 25 mm. En amenant la hauteur de la zone fissile supérieure à une valeur au moins 10 mm supérieure à la hauteur de la zone fissile inférieure, la marge de sécurité du coeur peut être améliorée même lors de la survenue de l'événement composé ci-dessus. Lorsque la hauteur de la zone fissile supérieure est supérieure de plus de 25 mm à la hauteur de la zone fissile inférieure, la puissance dans la zone fissile supérieure va devenir trop élevée, dépassant la norme de conception pour la puissance. Ensuite, les résultats de l'étude réalisée par les présents inventeurs concernant le coeur du réacteur de désintégration TRU décrit dans le document au nom de R. TAKEDA et autres, intitulé Proc. of International Confe- rence on Advanced Nuclear Fuel Cycles and Systems. GLOBAL '07 Boise, USA, Septembre, 2007, page 1725 est présenté. A titre d'exemple du coeur du réacteur de désintégration TRU, un autre réacteur BWR ayant une puissance électrique de 1 350 MW, chargé de 720 assemblages combustibles, cha- cun d'eux ayant 397 barres de combustible, va être décrit. Lorsqu'un recyclage TRU est répété dans le but de réduire le nombre de nucléides TRU, en d'autres termes, lorsque le chargement des assemblages combustibles dans le coeur est répété pour chaque cycle d'opération, chacun des assemblages combustibles inclut un matériau nucléaire obtenu par retraitement et le rapport de Pu-239 dans l'en-semble des nucléides TRU inclus dans chacun des assemblages combustibles au moment de la combustion nulle est au moins de 5 % mais inférieur à 40 %, des neutrons ra- pides s'échappant du coeur sont modérés du fait de l'effet de modération de neutrons par des atomes d'hydrogène formant l'eau dans une région de réflecteur de la partie inférieure du coeur, engendrant une grande pointe de puissance des neutrons thermiques. Afin d'éviter un problème relatif à la puissance des pastilles de combustible, les-quelles sont situées à proximité de l'extrémité inférieure d'une zone fissile inférieure de chacun des assemblages combustibles étant contigus les uns aux autres dans le coeur, dépassant la valeur de la norme de conception du fait de la condition de continuité de courant de neutrons, une zone de couverture fer- tile inférieure d'environ 20 mm de haut est construite au-dessous de la zone fissile inférieure dans le réacteur de désintégration TRU décrit dans le document au nom de R. TAKEDA et al., Proc. of In- ternational Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycles and Systems. GLOBAL '07 Boise, USA, Septembre, 2007, page 1725. En appliquant l'un quelconque des procédés décrits ci-dessus (5) et (6) pour améliorer le potentiel de sécurité, que les présents inventeurs ont découvert, il n'est plus nécessaire d'agencer la zone de couverture fertile inférieure dans la partie inférieure du coeur du fait que la survenue de la pointe de puissance de neutrons thermiques dans le réflecteur (eau de refroidissement) à proximité de l'extrémité inférieure du coeur peut être commandée en positionnant à l'extrémité supérieure d'une zone de remplissage d'absorbeur de neutrons d'une barre de commande à proximité de l'extrémité inférieure du coeur. En d'autres termes, la zone fissile, ou particulièrement l'extrémité inférieure de la zone fissile inférieure, cor- respond à l'extrémité inférieure du coeur. Dans le réacteur de désintégration TRU, la proximité mentionnée ci-dessus de l'extrémité inférieure du coeur pour positionner l'extrémité supérieure de la zone de remplissage d'absorbeur de neutrons de la barre de commande désigne une zone située entre l'extrémité inférieure du coeur et une position, par exemple, 5 mm au-dessous de l'extrémité inférieure. Sur la figure 7, une propriété 11 représente une répartition de puissance moyenne dans la direction axiale du coeur pendant le fonctionnement à puissance nominale, et une propriété 12 représente une répartition de puissance moyenne dans la direction axiale du coeur lorsque le débit du coeur est réduit à 4 kt/h qui est un débit de l'eau de refroidissement délivrable par le système d'inon- dation d'urgence du coeur à haute pression. Sur la figure 8, une propriété 13 repré- sente une répartition de taux de vide moyen dans la direction axiale du coeur correspondant à la propriété 11, et une propriété 14 représente une répartition de taux de vide moyen dans la direc- tion axiale du coeur correspondant à la propriété 12. Du fait d'une brusque réduction du débit du coeur à partir d'une valeur nominale de 20 kt/h à une valeur de 4 kt/h, la répartition de taux de vide moyen dans la direction axiale du coeur augmente rapidement depuis la propriété 13 jusqu'à la propriété 14 représentée sur la figure 8. Au même moment, le point de début d'ébullition est déplacé vers le côté d'extrémité inférieure du coeur, engendrant le déplacement de la répartition de puissance dans la di-rection axiale du coeur de la propriété 11 vers la pro- priété 12 représentée sur la figure 7. Lorsque le débit du coeur est réduit d'une manière aussi importante, une grande pointe de puissance est générée dans le réflecteur de la partie inférieure du coeur et une réactivité positive peut être introduite dans le coeur dans certains cas. Chaque barre de sécurité qui est retirée du coeur pendant le fonctionnement à puissance nominale, est maintenue, tout en étant retirée, à une position où la barre de sécurité n'affecte pas le coeur en introduisant une réactivité négative (par exemple, pour une position de 30 cm au-dessous de l'extrémité inférieure du coeur), comme généralement effectué dans un coeur de hauteur relativement faible ayant une hauteur de 2 m ou inférieure. Sur la figure 9, une propriété 15 représente une répartition de flux de neutrons thermiques dans la direction axiale du coeur dans le coeur muni d'une zone de couverture fertile inférieure de 20 mm de haut sans zone de remplissage d'absorbeur de neutrons d'une barre de sécurité disposée à proximité de l'extrémité inférieure. Bien que l'extrémité supérieure de la zone de remplissage d'absorbeur de neu- trons de la barre de sécurité, qui est retirée au-dessous de l'extrémité inférieure du coeur pendant le fonctionne-ment du réacteur, est positionnée au niveau de l'extrémité inférieure du coeur et lorsque le débit du coeur est brusquement réduit, la barre de sécurité peut absorber un sur- plus de neutrons se déplaçant vers la partie inférieure du coeur. Une propriété 16 sur la figure 9 représente la ré-partition de flux de neutrons thermiques dans la direction axiale du coeur à cet instant. Comme représenté sur la figure 10, même avec la survenue d'un événement composé hors des normes de conception tel que le débit du coeur étant sensiblement réduit pour une raison particulière et toutes les barres de commande devenant inopérantes, la puissance peut être automatiquement réduite à la puissante à la-quelle les assemblages combustibles dans le coeur peuvent être refroidis par la capacité du caloporteur délivrable dans le coeur depuis le système d'inondation d'urgence du coeur à haute pression. Pour cette raison, une marge de sécurité peut être améliorée dans le coeur du réacteur à eau légère chargé des assemblages combustibles incluant le matériau combustible nucléaire obtenu par retraitement, le rapport de Pu-239 dans l'ensemble des nucléides TRU inclus dans chacun de ces assemblages combustibles au moment de la combustion nulle est d'au moins 5 % mais inférieur à 40 %. Dans le coeur du réacteur de désintégration TRU, une marge de sécurité du coeur peut être améliorée en amenant la hauteur de la zone de couverture fertile supérieure à une valeur égale à 100 mm ou inférieure. Cependant, lorsque la hauteur de la zone de couverture fertile supérieure est inférieure à 20 mm, la puissance des pas-tilles de combustible situées à proximité de l'extrémité supérieure de la zone de couverture fertile supérieure, étant sensiblement affectée par un flux de neutrons thermiques dans le réflecteur supérieur, va dépasser la norme de conception comme dans le réacteur surrégénérateur à eau légère. Ainsi, la hauteur de la zone de couverture fertile supérieure est définie dans une plage comprise entre 20 à 100 mm. La raison pour laquelle on amène la hauteur de la zone fissile supérieure à une valeur supérieure à la hauteur de la zone fissile inférieure dans une plage comprise de 1,0 à 25 mm dans le coeur du réacteur de désintégration TRU est identique à raison pour laquelle on défi-nit ces valeurs dans le réacteur surrégénérateur à eau lé- gère. Plusieurs modes de réalisation de la présente invention vont être décrits ci-dessous en détail en référence aux dessins. On va maintenant décrire le Mode de Réalisation 1. Un coeur d'un réacteur à eau légère conformément au mode de réalisation 1, lequel est un mode préféré de réalisation de la présente invention, va être décrit ci-dessous en détail en référence aux figures 11 à 19 et au Tableau 1. Tableau 1 Nucléide Composition (% en poids) Np-237 0,5 Pu-238 2,9 Pu-239 44,0 Pu-240 36,2 Pu-241 5,0 Pu-242 4,9 Am-241 3,6 Am-242M 0,2 Am-243 1,3 Cm-244 1,0 Cm-245 0,3 Cm-246 0,1 15 Un coeur 20 d'un réacteur à eau légère dans le présent mode de réalisation est destiné à générer une puissance électrique de 1 350 MW ; cependant, l'échelle de puissance n'est pas limitée à cette valeur. Un coeur ayant une échelle de puissance différente, auquel le présent 20 mode de réalisation peut être appliqué, peut être réalisé en changeant le nombre d'assemblages combustibles chargés dans le coeur 20. Une présentation générale d'un réacteur BWR, le-quel est un réacteur à eau légère pour générer une puis- 25 sance électrique de 1 350 MW et auquel le coeur 20 du pré-sent mode de réalisation est appliqué, est réalisée sur la base de la figure 11. Un réacteur BWR 19 a le coeur 20, un séparateur de vapeur d'eau 21, et un déshydrateur 22 dis-posés dans une cuve sous pression du réacteur 27. Le coeur 30 20 est un coeur de type parfait, lequel est entouré par une chemise de coeur 25 dans la cuve sous pression du réacteur 27. Une pluralité de barres de commande 2 sont disposées au niveau de positions qui permettent aux barres de commande 2 d'être insérées dans le coeur 20. Ces barres 35 de commande 2 sont insérées dans le coeur 20 depuis le 31 10 dessous. Le séparateur de vapeur d'eau 21 est disposé au-dessus du coeur 20, et le déshydrateur 22 est disposé au-dessus du séparateur de vapeur d'eau 21. Une pluralité de pompes internes 26 sont agencées au niveau de la partie inférieure de la cuve sous pression du réacteur 27, et des impulseurs de chaque pompe interne 26 sont disposés dans un espace annulaire formé entre la cuve sous pression du réacteur 27 et la chemise du coeur 25. Une conduite de va-peur d'eau principale 23 et une conduite d'arrivée d'eau d'alimentation 24 sont reliées à la cuve sous pression du réacteur 27. Le réacteur BWR 19 est équipé d'un système d'inondation d'urgence du coeur à basse pression 31 et d'un système d'inondation d'urgence du coeur à haute pression 32 en tant que système de refroidissement de coeur d'urgence dans le cas où le caloporteur à délivrer au coeur est perdu pour une raison particulière. Comme représenté sur la figure 12, le coeur 20 est chargé avec 720 assemblages combustibles 1. Une barre de commande en forme de Y 2 est fournie pour trois assemblages combustibles 1, et 223 barres de commande 2 sont disposées. Approximative-ment 1/6eme des 223 barres de commande 2 sont des barres de commande pour ajuster la puissance du réacteur (barres de commande d'ajustement de puissance) en étant insérées dans le coeur 20 du réacteur BWR 19 ou retirées de celui-ci pendant le fonctionnement, et les approximativement 5/6ème des barres restantes sont des barres de commande 2 destinées à être insérées dans le coeur 20 lorsque le réacteur est mis hors tension (désignées ci-après en tant que barres de sécurité), lesquelles sont retirées du coeur 20 dans le réacteur BWR 19 pendant le fonctionnement. L'assemblage combustible 1 forme séquentiellement cinq zones, c'est-à-dire, une zone de couverture fertile supérieure 5, une zone fissile supérieure 6, une zone de couverture fertile intérieure 7, une zone fissile inférieure 8 et une zone de couverture fertile inférieure 9, à partir de l'ex- trémité supérieure jusqu'à l'extrémité inférieure dans une partie d'une longueur de combustible actif (voir figure 17). Dans le coeur 20 chargé de la pluralité d'assemblages combustibles 1, cinq zones sont séquentiellement formées depuis l'extrémité supérieure jusqu'à l'extrémité inférieure, c'est-à-dire, une zone de couverture fertile supérieure 5A formée par les zones de couverture fertile supérieure 5, une zone fissile supérieure 6A formée par les zones fissiles supérieures 6, une zone de couverture fertile intérieure 7A formée par les zones de couverture fertile intérieure 7, une zone fissile inférieure 8A formée par les zones fissiles inférieures 8, et une zone de couverture fertile inférieure 9A formée par les zones de couverture fertile inférieure 9 (voir figure 1). Les zones 5A, 6A, 7A, 8A, et 9A sont localisées au niveau des mêmes positions dans la direction axiale du coeur 20 que les zones 5, 6, 7, 8, et 9 de chaque assemblage combustible 1 respectivement. Dans l'assemblage combustible 1, comme représen- té sur la figure 13, 271 barres de combustible 3, chacune ayant un diamètre de 10,1 mm, sont disposées dans un treillis triangulaire régulier dans un caisson de canaux 4 qui est un tube hexagonal. La forme en coupe transversale de l'assemblage combustible 1 est hexagonale. Un espace entre les barres de combustible 3 disposées dans l'assemblage combustible 1 est de 1,3 mm. Une pluralité de pas-tilles de combustible (non représentées) constituées de matériau combustible nucléaire, agencées dans la direction axiale, sont disposées dans un tube à gaine 36 de chaque barre de combustible 3. Neuf barres de combustible 3 sont disposées dans une rangée de barres de combustible dans une couche périphérique située la plus à l'extérieur. Dans la barre de combustible 3, comme représenté sur la figure 14, la pluralité de pastilles de combustible préparées en utilisant le matériau combustible nucléaire obtenu par re- traitement sont remplies dans le tube à gaine 36 dont une partie d'extrémité inférieure et une partie d'extrémité supérieure sont hermétiquement scellées à l'aide d'un bouchon d'extrémité inférieure 33 et d'un bouchon d'extré- mité supérieure 35, respectivement. Une longueur de combustible actif 14 est une zone remplie de ces pastilles de combustible. Un plénum gazeux 34 est formé entre une extrémité supérieure de la longueur de combustible actif 14 et le bouchon d'extrémité supérieure 35 dans le tube à gain scellé hermétiquement 36. Dans la longueur de combustible actif 14 de chaque barre de combustible 3, les cinq zones mentionnées ci-dessus, c'est-à-dire la zone de couverture fertile supérieure 5, la zone fissile supérieure 6, la zone de couverture fertile intérieure 7, la zone fissile inférieure 8, et la zone de couverture fertile inférieure 9 sont séquentiellement formées depuis l'extrémité supérieure jusqu'à l'extrémité inférieure. La barre de commande 2 ayant une section efficace en forme de Y a trois aubes s'étendant vers l'exté- rieur depuis une barre de liaison située au centre. Chaque aube est munie d'une pluralité de barres d'absorption de neutrons remplies de B4C, qui est un absorbeur de neutrons, et disposée autour de la barre de liaison selon des intervalles de 120 degrés. La barre de commande 2 est mu- nie d'une partie de prolongateur 16 constituée de carbone, lequel est un matériau ayant une puissance de modération plus faible que l'eau légère, dans la partie d'extrémité d'insertion à insérer dans le coeur 20 en premier. Au-dessous de la partie de prolongateur 16 dans la barre de commande 2 se trouve une zone de remplissage d'absorbeur de neutrons 15 formée par l'absorbeur de neutrons rempli dans chaque barre d'absorbeur de neutrons (voir figure 14). Lorsque le réacteur BWR 19 est en fonctionnement à sa puissance nominale, les barres de sécurité, les- quelles sont des barres de commande 2 étant complète-ment retirées, sont retirées du coeur 20 de sorte que l'extrémité supérieure de la zone de remplissage d'absorbeur de neutrons est positionnée au niveau de l'extrémité inférieure de la longueur de combustible actif 14 dans la barre de combustible 3 (voir figure 14). Lorsque le réacteur BWR 19 est en fonctionne-ment, le caloporteur dans l'espace annulaire est pressurisé par rotation des pompes internes 26 (dispositifs d'ali- mentation de caloporteur) et délivré ensuite dans le coeur 20. Le caloporteur délivré dans le coeur 20 est introduit dans chaque assemblage combustible 1, et chauffé par de la chaleur générée par fission nucléaire du matériau de fission nucléaire, amenant une partie du caloporteur à se transformer en vapeur. Le caloporteur dans un état de flux à deux phases gaz-liquide est introduit depuis le coeur 20 dans le séparateur de vapeur d'eau 21, où la vapeur d'eau est séparée. L'humidité dans la vapeur d'eau séparée est davantage éliminée par le déshydrateur 22. La vapeur d'eau à partir de laquelle l'humidité a été éliminée est délivrée à une turbine (non représentée) à travers la conduite de vapeur d'eau principale 23 et met en rotation la turbine. Un générateur de puissance (non représenté) lié à la turbine tourne et génère du courant électrique. La vapeur d'eau s'échappant de la turbine est condensée dans un condensateur (non représenté) et se change en eau condensée. Cette eau condensée (eau d'alimentation) est introduite dans la cuve sous pression du réacteur 27 à travers la conduite d'arrivée d'eau d'alimentation 24. Le caloporteur liquide séparé par le séparateur de vapeur d'eau 22 est mélangé avec l'eau d'alimentation ci-dessus dans l'espace annulaire et à nouveau pressurisé par les pompes internes 26. Le débit nominal du réacteur BWR 19 est de 22 kt/h. Un agencement des assemblages combustibles 1 dans le coeur 20 étant un coeur en phase d'équilibre est décrit en référence à la fi- gure 15. Des assemblages combustibles lE (des assemblages combustibles ayant été soumis à une combustion quatre fois 1E) dans le cinquième cycle d'opération du cycle d'opération et restant dans le coeur pendant la durée la plus longue pendant la durée de stockage du combustible dans le coeur, sont disposés dans la région périphérique située la plus à l'extérieur du coeur ayant une faible importance de neutrons. Dans une région extérieure du coeur adjacente de manière interne à la région périphérique située la plus à l'extérieur, des assemblages combustibles lA (assemblages combustibles frais 1A) restant dans le coeur pendant un premier cycle au cours de la durée de stockage de combustible dans le coeur et ayant la multiplication infinie de neutrons la plus élevée, sont chargés pour aplanir la répartition de puissance dans la direction radiale du coeur. Dans une région intérieure du coeur, des assemblages combustibles 1B, 1C et 1D (assemblages combustibles ayant été soumis à une combustion 1B, assemblages combustibles ayant été soumis à deux combustions 1C, et assemblages combustibles ayant été soumis à trois combustions 1D) sont disposés, les cycles d'opération desquels sont respectivement un deuxième cycle, un troisième cycle et un quatrième cycle pendant la durée de stockage du combustible dans le coeur. Un tel agencement est réalisé pour aplanir la répartition de puissance dans la région intérieure du coeur. Chacun des assemblages combustibles 1A, 1B, 1C, 1D, et lE est un assemblage combustible 1 représenté sur la figure 13, et les figures 17 et 18 présentées ultérieurement. Une pluralité de supports de combustible (non représentés) sont agencés dans une plaque du coeur (non représentée) disposée au ni-veau de la partie d'extrémité inférieure du coeur 20. Des plaques supports inférieures (non représentées) de quatre assemblages combustibles 1 sont supportées par un support de combustible. Quatre passages de caloporteur pour intro- duire le caloporteur dans les quatre assemblages combustibles sont formés dans chaque support de combustible, et un orifice (non représenté) agencé dans chaque support de combustible est disposé au niveau de la partie d'entrée de chaque passage de caloporteur. Le coeur 20 forme deux régions dans la direction radiale, une région périphérique située la plus à l'extérieur 6 et une région intérieure 7 localisée à l'intérieur de la région périphérique située la plus à l'extérieur 6 (voir figure 16). Chaque orifice positionné dans la région périphérique située la plus à l'extérieur 6, où la puissance de l'assemblage combustible 1 est faible, a un diamètre de calibre inférieur à celui de l'orifice positionné dans la région intérieure 7. Comme représenté sur la figure 17, l'assemblage combustible 1 a cinq zones, c'est-à-dire, la zone de couverture fertile supérieure 5, la zone fissile supérieure 6, la zone de couverture fertile intérieure 7, la zone fissile inférieure 8, et la zone de couverture fertile inférieure 9, séquentiellement formées dans la partie de la longueur de combustible actif depuis l'extrémité supérieur jusqu'à l'extrémité inférieure. La hauteur de chaque zone est la suivante : la hauteur de la zone de couverture fertile supérieure 5 (la zone de couverture fertile supérieure 5A) est de 70 mm, la hauteur de la zone fissile supérieure 6 (la zone fissile supérieure 6A) est de 241 mm, la hauteur de la zone de couverture fertile intérieure 7 (la zone de couverture fertile intérieure 7A) est de 520 mm, la hauteur de la zone fissile inférieure 8 (la zone fissile inférieure 8A) est de 225 mm, et la hauteur de la zone de couverture fertile inférieure 9 (la zone de couverture fertile inférieure 9A) est de 280 mm. Lorsque l'assemblage combustible 1 est un nouvel assemblage combustible ayant une combustion nulle, toutes les barres de combustible 3 dans l'assemblage combustible 1 sont remplies de pastilles d'oxyde d'uranium appauvri dans les trois zones de couver- ture fertile. La zone fis- sile supérieure 6 et la zone fissile inférieure 8 sont remplies de combustible mox ayant un rapport de mélange de 100 parts par poids moyen de TRU sur 172 parts par poids d'uranium appauvri. Un rap- port de poids de PU fissile sur le poids total du TRU et de l'uranium appauvri dans le combustible mox, à savoir, un enrichissement moyen du Pu fissile est de 18 % en poids. Le TRU est un matériau extrait, par retraitement, à partir du matériau combustible nucléaire contenu dans les assemblages combustibles irradiés 1. Aucune des régions de couverture fertile n'est remplie par du combustible mox. Au lieu d'uranium appauvri, les pastilles d'oxyde d'uranium naturel ou d'uranium appauvri recouvertes d'un assemblage combustible irradié peuvent être utilisées dans chaque zone de couverture fertile. L'assemblage combustible 1 inclut cinq types de barres de combustible 3 représentées sur la figure 18. Ces barres de combustible 3 sont des barres de combustible 3A à 3E. Les barres de combustible 3A à 3E sont disposées dans l'assemblage combus- tible 1 comme représenté sur la figure 18. Dans le combustible mox rempli dans chacune de la zone fissile supérieure 6 et de la zone fissile inférieure 8 de chacune des barres de combustible 3A à 3E, un enrichissement du Pu fissile est de 10,7 % en poids dans la barre de combus- tible 3A, 13,5 % en poids dans la barre de combustible 3B, 16,8 % en poids dans la barre de combustible 3C, 18,2 % en poids dans la barre de combustible 3D, et 19,5 % en poids dans la barre de combustible 3E, lorsque l'assemblage combustible est un nouvel assemblage combustible ayant une combustion nulle. L'enrichissement moyen du Pu fissile est de 18 % en poids à la fois pour les zones fissiles supérieure et inférieure 6 et 8. Aucune des zones de couverture fertile de chaque barre de combustible 3 n'inclut de TRU, mais le combustible mox dans la zone fissile supé- rieure 6 et la zone fissile inférieure 8 de chaque barre de combustible 3 inclut des nucléides TRU avec la composition représentée dans le Tableau 1 lorsque la combustion est nulle. Lorsque l'assemblage combustible 1 est un nouvel assemblage combustible, le rapport de Pu-239 dans l'ensemble des nucléides TRU est de 44 % en poids. Le Tableau 1 représente une composition de nucléides TRU dans le matériau combustible nucléaire obtenu par retraitement du matériau combustible nucléaire dans un assemblage combustible irradié, inclus dans un assemblage combustible 1, lequel a été extrait à l'origine du coeur 20, conservé à l'extérieur du coeur pendant la durée totale de trois ans, à savoir, deux ans dans un bassin de stockage de combustible et une installation de retraitement de combustible et un an dans une installation de fabrication de combus- tible, et ensuite chargé à nouveau dans le coeur en tant que nouvel assemblage combustible. Une pluralité d'isotopes TRU des nucléides TRU représentés dans le Tableau 1 sont inclus dans le matériau combustible nucléaire dans le nouvel assemblage combustible 1 obtenu par retraitement. Le présent mode de réalisation réalise un multi-recyclage TRU dans lequel, la composition du TRU dans l'assemblage combustible extrait du coeur à la fin d'un cycle d'opération et la composition du TRU dans l'assemblage combustible nouvellement chargé dans le coeur prêt pour un lan- cernent de cycle d'opération sont pratiquement uniformes. Conformément au présent mode de réalisation dans lequel, la somme des hauteurs de la zone de couverture fertile supérieure et de la zone de couverture fertile inférieure est de 350 mm et la hauteur de la zone de couver- ture fertile inférieure est égale à 4 fois la hauteur de la zone de couverture fertile supérieure, une marge de sécurité suffisante peut être conservée même avec la survenue d'un événement composé hors des normes de conception pendant le fonctionnement du réacteur BWR 19 tel que le débit du coeur étant brusquement réduit pour une raison particulière et toutes les barres de commande étant inopérantes, en positionnant l'extrémité supérieure de la zone de remplissage d'absorbeur de neutrons 15 de la barre de sécurité, qui est une barre de commande 2 étant complè- terrent retirée au moment du lancement du fonctionnement nominal du réacteur, au niveau de l'extrémité inférieure de la longueur de combustible actif 14 de la barre de combustible 3 (l'extrémité inférieure du coeur 20) (voir figure 14). Lors de la survenue de cet événement composé, le taux de vide dans le coeur augmente rapidement, le point de début d'ébullition du caloporteur étant légèrement sous-refroidi et circulant dans le coeur à partir du des-sous du coeur, se déplace vers le côté d'extrémité inférieure du coeur, et la répartition de puissance dans la direction axiale du coeur se déplace vers le côté de l'extrémité inférieure du coeur. Pour cette raison, B4C dans la zone de remplissage d'absorbeur de neutrons 15 dont l'extrémité supérieure est positionnée au niveau de l'extrémité inférieure du coeur, à savoir, l'extrémité infé- rieure de la zone de couverture fertile inférieure 9A, peut absorber un surplus de neutrons se déplaçant vers l'extrémité inférieure du coeur. En résultat, dans le pré-sent mode de réalisation, la puissance peut être automatiquement réduite à la puissance à laquelle les assemblages combustibles 1 dans le coeur 20 peuvent être refroidis par la capacité du caloporteur délivrable par le système d'inondation d'urgence du coeur à haute pression 32, et un potentiel de sécurité suffisant doit être conservé même lors de la survenue de l'événement composé hors des normes de conception. Le présent mode de réalisation tel que celui-ci peut améliorer une marge de sécurité sans sacrifier l'efficacité économique du réacteur surrégénérateur à eau légère, qui est un réacteur à eau légère, même lors de la survenue de l'événement composé ci-dessus. Dans le présent mode de réalisation, du fait que la hauteur de la zone de couverture fertile inférieure est supérieure à la hauteur de la zone de couverture fertile supérieure et que la hauteur de la zone de couverture fertile supérieure est égale à 70 mm, laquelle n'est pas supérieure à 105 mm, la marge de sécurité du coeur lors de la survenue de l'événement composé ci-dessus peut être davantage améliorée. Dans le présent mode de réalisation, du fait que la hauteur de la zone de couverture fertile infé- rieure est supérieure à la hauteur de la zone de couverture fertile supérieure et que la hauteur de la zone fissile supérieure est égale à 16 mm, laquelle est d'au moins 10 mm, supérieure à celle de la zone fissile inférieure, la marge de sécurité du coeur lors de la survenue de l'événement composé ci-dessus peut être davantage améliorée. Afin d'atténuer une diminution de la réactivité du réacteur lorsque l'extrémité supérieure de la zone de remplissage d'absorbeur de neutrons 15 de la barre de sé- curité, laquelle est une barre de commande 2 étant complètement retirée pendant le fonctionnement à puissance nominale du réacteur BWR 19, est positionnée au niveau de l'extrémité inférieure de la longueur de combustible actif 14 de la barre de combustible 3, la hauteur de la zone fissile supérieure 6 est établie à 241 mm et la hauteur de la zone fissile inférieure 8 est établie à 225 mm. En outre, afin de conserver un rapport de surrégénération à 1,01 tout en conservant un taux de vide minimum, la hauteur de la zone de couverture fertile supérieure 5 est établie à 70 mm et la hauteur de la zone de couverture fertile inférieure 9 est établie à 280 mm qui est 1,6 fois supérieure à celle de la zone de couverture fertile supérieure 5. Le présent mode de réalisation peut remplir toutes les conditions restrictives, conserver un rapport de surrégénération de 1,01 et, au même moment, réduire automatiquement la puissance à la puissance à laquelle les assemblages combustibles peuvent être refroidis par la capacité du caloporteur délivrable au système d'inondation d'urgence du coeur à haute pression 32 même lors de la survenue d'un événement composé hors des normes de conception telles que le débit du coeur étant de manière importante réduit pour une raison particulière et toutes les barres de commande étant inopérantes. Pour cette raison, la marge de sécurité du réacteur BWR 19, qui est un réacteur surrégénérateur à eau légère, peut être améliorée (voir figure 4). Dans le réacteur BWR 19 auquel le coeur 20 est appliqué et qui génère la même puissance électrique de 1 350 MW qu'un réacteur ABWR courant en utilisant une cuve sous pression du réacteur 27 approximativement de la même taille que celle contenue dans le réacteur ABWR, un épuisement de décharge plus élevé peut être obtenu dans une zone du coeur qui inclut la zone fissile supérieure 6A, la zone fissile inférieure 8A, et la zone de couver- ture fertile intérieure 7A, mais exclut la zone de couverture fertile supérieure 5A et la zone de couverture fertile inférieure 9A, qu'un épuisement de décharge de 45 GWd/t dans le réacteur surrégénérateur à eau légère dé-fini dans le document JP 3 428 150 B. L'épuisement de dé- charge de la zone du coeur dans le coeur 20 devient égal à 53 GWd/t et l'épuisement de décharge du coeur 20 incluant la zone de couverture fertile supérieure 5A et la zone de couverture fertile inférieure 9A devient égal à 45 GWd/t. Conformément au présent mode de réalisation, MCPR est de 1,3 et le coefficient de vide est de -3 x 10_4 Ak/k/%vide, la valeur absolue de celui-ci est d'un chiffre supérieur au coefficient de vide -2 x 10-5 Ak/k/%vide du réacteur surrégénérateur à eau légère défini dans le document au nom de R. TAKEDA et autres, intitulé Proc. of Internatio- nal Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycles and Sys- tems. GLOBAL '07 Boise, USA, Septembre, 2007, page 1725. En outre, conformément au présent mode de réalisation, un taux de surrégénération de 1,01 peut être obtenu alors que les rapports des isotopes TRU sont conservés pratiquement constants comme décrit ci-dessus. Dans le présent mode de réalisation, le même effet peut être obtenu en disposant des pastilles 21 incluant un matériau d'absorption de neutrons tel que du bore, du gadolinium, Dy, Sm, Eu, etc. au-dessous de la longueur du combustible actif 14 de la barre de combustible 3 incluse dans chaque assemblage combustible (voir figure 19) au lieu de positionner l'extrémité supérieure de la zone de remplissage d'absorbeur de neutrons 15 de la barre de sécurité étant complètement retirée, au-dessous de l'extrémité inférieure de la longueur de combustible actif 14 de la barre de combustible 3 (l'extrémité inférieure de la zone de couverture fertile inférieure 9A) (voir figure 14). On va maintenant décrire le Mode de Réalisation 2. Un coeur d'un réacteur à eau légère conformément au mode de réalisation 2, qui est un autre mode de réalisation de la présente invention, va être décrit ci-dessous en détail en référence aux figures 20 à 22 et au Tableau 2. Tableau 2 Nucléide Composition (% en poids) Np-237 0,1 Pu-238 4,8 Pu-239 8,5 Pu-240 39,1 Pu-241 4,5 Pu-242 26,0 Am-241 4,5 Am-242M 0,2 Am-243 4,8 Cm-244 4,5 Cm-245 1,4 Cm-246 1,1 Cm-247 0,2 Cm-248 0,3 Un coeur 20A d'un réacteur à eau légère dans le présent mode de réalisation a une structure dans laquelle l'assemblage combustible 1 du mode de réalisation 1 est 20 remplacé par un assemblage combustible 1K représenté sur les figures 20 et 22, et d'autres composants sont identiques à ceux du mode de réalisation 1. Dans le présent mode de réalisation, uniquement des composants qui diffèrent du mode de réalisation 1 sont décrits, et les des- 25 criptions des mêmes composants que dans le mode de réalisation sont omises. Le coeur 20A est également un coeur de type parfait. Le réacteur à eau légère auquel le coeur 20A est appliqué est un réacteur BWR 19 représenté sur la figure 11, dans lequel le coeur 20 est remplacé par le coeur 30 20A. Ce réacteur BWR 19 auquel le coeur 20A est appliqué, a la même structure, à l'exception du coeur 20, que le réacteur BWR 19 auquel le coeur du mode de réalisation 1 est appliqué. Le coeur 20A est un coeur à appliquer à un réacteur de désintégration TRU. 44 10 15 Dans l'assemblage combustible 1K (voir figure 20) disposé dans le coeur 20A, 397 barres de combustible 3K, chacune ayant un diamètre de 7,2 mm, sont disposées dans un treillis triangulaire régulier dans un caisson de canaux 4. Un espace entre les barres de combustible 3K est de 2,2 mm, et 11 barres de combustible 3K sont disposées dans une rangée de barres de combustible dans une couche périphérique située la plus à l'extérieur. Comme représenté sur la figure 21, des assemblages combustibles lA à 1D qui ont subi un nombre différent de cycles d'opération sont disposés dans le coeur 20A étant un coeur en phase d'équilibre. Les assemblages combustibles 1D, le cycle d'opération desquels étant le quatrième cycle, sont disposés dans la région périphérique située la plus à l'exté- rieur du coeur. Les assemblages combustibles 1A, le cycle d'opération desquels étant le premier cycle, sont disposés dans une région extérieure du coeur, et les assemblages combustibles 1B, 1C et 1D, les cycles d'opération desquels étant respectivement le deuxième cycle, le troisième cycle et le quatrième cycle, sont disposés de manière dispersée dans une région intérieure du coeur. Il existe une région intermédiaire entre la région intérieure du coeur et la région extérieure du coeur, dans cette région intermédiaire, une pluralité d'assemblages combustibles 1B sont disposés selon une forme annulaire. Dans ce coeur 20A, la répartition de puissance dans la direction radiale est plus aplanie. Chacun des assemblages combustibles lA à 1D représentés sur la figure 21 est un assemblage combustible 1K. L'assemblage combustible 1K a une structure dans laquelle la couverture fertile inférieure est retirée de l'assemblage combustible 1 (voir figure 22), ainsi sa partie de longueur de combustible actif est divisée en quatre zones. Une zone de couverture fertile supérieure 5 ayant une hauteur de 30 mm, une zone fissile supérieure 6 ayant une hauteur de 228 mm, une zone de couverture fertile intérieure 7 ayant une hauteur de 560 mm, et une zone fissile inférieure 8 ayant une hauteur de 215 mm. Lorsque l'assemblage combustible 1K est un nouvel assemblage com- bustible ayant une combustion nulle, les deux zones de couverture fertile sont remplies de pastilles d'oxyde d'uranium appauvri et la zone fissile supérieure 6 et la zone fissile inférieure 8 sont remplies de combustible d'oxyde TRU dans toutes les barres de combustible 3K de l'assemblage combustible 1K. L'enrichissement du Pu fissile dans ce combustible d'oxyde TRU est de 13,0 % en poids. Le TRU pour l'assemblage combustible 1K peut être obtenu par retraitement d'un matériau combustible nucléaire dans un assemblage combustible irradié. Ni l'une ni l'autre zone de couverture fertile n'est remplie par le combustible mox. Chaque combustible TRU dans la zone fissile supérieure 6 et la zone fissile inférieure 8 contient des nucléides TRU ayant la composition représentée dans le Tableau 2. Lorsque l'assemblage combustible 1K a une com- bustion nulle, le rapport de Pu-239 dans l'ensemble des nucléides TRU est de 8,5 % en poids. Dans le coeur 20A, une zone de couverture fertile supérieure 5A formée par les zones de couverture fertile supérieure 5, une zone fissile supérieure 6A formée par les zones fissiles supé- rieures 6, une zone de couverture fertile intérieure 7A formée par les zones de couverture fertile intérieure 7 et une zone fissile inférieure 8A formée par les zones fissiles inférieures 8 sont séquentiellement disposées depuis l'extrémité supérieure jusqu'à l'extrémité inférieure. Dans le coeur 20A, l'extrémité inférieure de la zone fissile inférieure 8A correspond à l'extrémité inférieure du coeur 20A, et aucune zone de couverture fertile inférieure n'est formée. Dans le présent mode de réalisation, comme sur la figure 14 du mode de réalisation 1, une barre de sécu- rité, laquelle est une barre de commande 2 étant complètement retirée pendant le fonctionnement à puissance nominale du réacteur BWR 19, est retirée du coeur 20A de sorte que l'extrémité supérieure d'une zone de remplissage d'ab- sorbeur de neutrons 15 remplie de B4C est positionnée au niveau de l'extrémité inférieure d'une longueur de combustible actif de la barre de combustible 3K. La barre de commande 2 est agencée, au-dessus de la zone de remplis-sage d'absorbeur de neutrons 15, avec une partie de pro- longateur 16 constituée de carbone qui est un matériau ayant une puissance de modération plus faible que l'eau légère. Conformément au présent mode de réalisation dans lequel la hauteur de la zone de couverture fertile supé- rieure est de 30 mm, ce qui est une hauteur n'étant pas supérieure à 100 mm, l'extrémité inférieure de la zone fissile inférieure correspond à l'extrémité inférieure du coeur 20A, et aucune zone de couverture fertile inférieure n'est fournie, l'extrémité supérieure de la zone de rem- plissage d'absorbeur de neutrons 15 de chaque barre parmi la pluralité de barres de sécurité étant complètement retirée est positionnée au niveau de l'extrémité inférieure de la longueur de combustible actif 14 de la barre de combustible 3, à savoir, l'extrémité inférieure de la zone fissile inférieure 8A (voir figure 14) ; ainsi lors de la survenue d'un événement composé hors des normes de conception de sorte que le débit du coeur est brusquement réduit pour une raison particulière et que toutes les barres de commande deviennent inopérantes pendant le fonctionnement du réacteur BWR 19, qui est un réacteur de désintégration TRU, le taux de vide dans le coeur 20A augmente rapide-ment, le point de début d'ébullition du caloporteur étant légèrement sous-refroidi et circulant depuis le dessous du coeur 20A, se déplace vers le côté d'extrémité inférieure du coeur 20A, et la répartition de puissance dans la di- rection axiale du coeur 20 se déplace vers le côté d'extrémité inférieure du coeur. Par conséquent, B4C dans chaque zone de remplissage d'absorbeur de neutrons 15 dont l'extrémité supérieure est positionnée au niveau de l'ex- trémité inférieure de la zone fissile inférieure 8A peut absorber un surplus de neutrons se déplaçant vers le côté d'extrémité inférieure du coeur. En résultat, la puissance peut être automatiquement réduite à la puissance à la-quelle les assemblages combustibles 1 peuvent être refroi- dis par la capacité du caloporteur délivrable au coeur 20A depuis un système d'inondation d'urgence du coeur à haute pression 32. Même lors de la survenue d'un événement composé hors des normes de conception, un potentiel de sécurité suffisant peut être conservé dans le réacteur de dé- sintégration TRU. Le présent mode de réalisation tel que celui-ci peut améliorer la marge de sécurité sans sacrifier l'efficacité économique du réacteur de désintégration TRU, qui est un réacteur à eau légère, même lors de la survenue de l'événement composé ci-dessus. Le présent mode de réalisation peut améliorer davantage la marge de sécurité du coeur lors de la survenue de l'événement composé ci-dessus du fait qu'il existe la zone de couverture fertile supérieure 5A et que la hauteur de la zone fissile supérieure 6A est de 13 mm, qui est supérieure à 10 mm, plus élevée que celle de la zone fissile inférieure 8A. La hauteur de la zone de couverture fertile supérieure 5 est établie à 30 mm et la hauteur de la zone fissile supérieure 6 est établie à 13 mm supérieure à la hauteur de la zone fissile inférieure 8, de sorte que lorsque l'extrémité supérieure de la zone de remplissage d'absorbeur de neutrons 15 de la barre de sécurité étant complètement retirée pendant le fonctionnement du réacteur BWR 19 est positionnée au niveau de l'extrémité inférieure de la longueur de combustible actif de la barre de combus- tible 3 (extrémité infé- rieure de la zone fissile inférieure 8A), une réduction de la réactivité du coeur peut être empêchée et un impact sur le coefficient de vide peut être limité au minimum. Conformément au présent mode de réalisation dans lequel la hauteur de la zone de couverture fertile supérieure est de 30 mm, qui n'est pas supérieure à 100 mm, l'extrémité inférieure de la zone fissile inférieure correspond à l'extrémité inférieure du coeur 20A, et aucune zone de couverture fertile inférieure n'est fournie, toutes les conditions restrictives peuvent être satisfaites et, au même moment, même lors de la survenue d'un événement composé hors des normes de conception de sorte que le débit du coeur est sensiblement réduit pour une raison particulière et que toutes les barres de commande deviennent inopérantes, la puissance peut être automatiquement réduite à la puissance à laquelle les assemblages combustibles peuvent être refroidis par la capacité du caloporteur délivrable au coeur 20A par l'intermédiaire d'un système d'inondation d'urgence du coeur à haute pression (voir figure 10). Pour cette raison, même lors de la sur-venue d'un événement composé, la marge de sécurité du coeur 20A peut être améliorée. Le coeur 20A peut réduire la quantité de nucléides TRU inclus dans l'assemblage com- bustible 1K à une valeur inférieure à celle obtenue lors- que la combustion de l'assemblage combustible est nulle. Dans le réacteur BWR 19 auquel le coeur 20A est appliqué, en générant la même puissance électrique de 1 350 MW qu'un réacteur ABWR courant en utilisant la cuve sous pression du réacteur d'approximativement la même taille que celle contenue dans le réacteur ABWR, un épuisement de décharge de 65 GWd/t pour le coeur 20A peut être obtenu. Conformément au présent mode de réalisation, MCPR est de 1,3 et le coefficient de vide est de -4 x 10_4 Ak/k/%vide, la valeur absolue de celui-ci est d'un chiffre supérieur au coefficient de vide -2 x 10_5 Ak/k/%vide dans le réacteur de désintégration TRU défini dans le document au nom de R. TAKEDA et autres, intitulé Proc. of International Conference on Advanced Nu- clear Fuel Cycles and Systems. GLOBAL '07 Boise, USA, Septembre, 2007, page 1725. En outre, conformément au présent mode de réalisation, les nucléides TRU peuvent être diminués alors que les rapports des isotopes TRU sont conservés. Dans le présent mode de réalisation, comme dans le mode de réalisation 1, le même effet peut être obtenu en disposant des pastilles 21 incluant un matériau d'absorption de neutrons tel que du bore, du gadolinium, Dy, Sm, Eu, etc. au-dessous de la longueur du combustible ac- tif 14 de chaque barre de combustible 3 incluse dans chaque assemblage combustible (voir figure 19) au lieu de positionner l'extrémité supérieure de la zone de remplis-sage d'absorbeur de neutrons 15 de la barre de sécurité étant complètement retirée, au-dessous de l'extrémité in- férieure de la longueur de combustible actif 14 de la barre de combustible 3 (extrémité inférieure de la zone fissile inférieure 8A) (voir figure 14). On va maintenant décrire le Mode de Réalisation 3. Un coeur d'un réacteur à eau légère conformément au mode de réalisation 3, qui est un autre mode de réalisation de la présente invention, va être décrit ci-dessous en détail en référence aux figures 23 à 25 et au Tableau 3. 5 10 15 20 25 30 Tableau 3 Nucléide Composition (% en poids) Np-237 0,2 Pu-238 5,0 Pu-239 13,4 Pu-240 40,8 Pu-241 4,6 Pu-242 21,1 Am-241 4,7 Am-242M 0,2 Am-243 4,1 Cm-244 3,6 Cm-245 1,1 Cm-246 0,8 Cm-247 0,2 Cm-248 0,2 Un coeur 20B d'un réacteur à eau légère dans le présent mode de réalisation a une structure dans laquelle les assemblages combustibles 1K dans le coeur 20A du mode de réalisation 2 sont remplacés par des assemblages combustibles iL représentés sur les figures 24 et 25, et d'autres composants sont identiques à ceux du mode de réalisation 2. Le réacteur à eau légère auquel le coeur 20B est appliqué est un réacteur BWR 19 représenté sur la figure 11, dans lequel le coeur 20 est remplacé par le coeur 20B. Ce réacteur BWR 19 auquel le coeur 20B est appliqué, a les mêmes composants, à l'exception du coeur 20, que le réacteur BWR 19 auquel le coeur du mode de réalisation 1 est appliqué. Le coeur 20B est un coeur à appliquer à un réacteur de désintégration TRU. Les composants du présent mode de réalisation qui sont différents du mode de réalisation 2 sont décrits, et les descriptions des composants qui sont identiques à ceux du mode de réalisation 2 sont omises. 51 Dans l'assemblage combustible 1L utilisé dans le présent mode de réalisation (voir figure 24), 397 barres de combustible 3L, chacune ayant un diamètre de 7,6 mm, sont disposées dans un treillis triangulaire régu- lier dans un caisson de canaux 4. Un espace entre les barres de combustible 3L est de 1,8 mm, et 11 barres de combustible 3L sont disposées dans une rangée de barres de combustible dans une couche périphérique située la plus à l'extérieur. Comme représenté sur la figure 23, des assem- blages combustibles lA à 1D qui ont subi un nombre différent de cycles d'opération sont disposés dans le coeur 20B étant un coeur en phase d'équilibre. Les assemblages combustibles 1D, le cycle d'opération desquels étant le quatrième cycle, sont disposés dans la région périphérique située la plus à l'extérieur du coeur. Les assemblages combustibles 1A, le cycle d'opération desquels étant le premier cycle, sont disposés dans une région extérieure du coeur, et les assemblages combustibles 1B, 1C et 1D, les cycles d'opération desquels étant respectivement le deu- xième cycle, le troisième cycle et le quatrième cycle, sont disposés de manière dispersée dans une région intérieure du coeur. Il existe une région intermédiaire entre la région intérieure du coeur et la région extérieure du coeur, dans cette région intermédiaire, une pluralité d'assemblages combustibles 1B sont disposés selon une forme annulaire. Dans ce coeur 20B, la répartition de puissance dans la direction radiale est plus aplanie. Chacun des assemblages combustibles lA à 1D représentés sur la figure 21 est un assemblage combustible 1L. Dans l'assemble combustible 1L, comme dans l'assemblage combustible 1K, sa partie de longueur de combustible actif est divisée en quatre zones (voir figure 25). Une zone de couverture fertile supérieure 5 ayant une hauteur de 50 mm, une zone fissile supérieure 6 ayant une hauteur de 183 mm, une zone de couverture fertile inté- rieure 7 ayant une hauteur de 560 mm, et une zone fissile inférieure 8 ayant une hauteur de 173 mm. Lorsque l'assemblage combustible 1L est un nouvel assemblage combustible ayant une combustion nulle, les deux zones de couverture fertile sont remplies de pastilles d'oxyde d'uranium appauvri et la zone fissile supérieure 6 et la zone fissile inférieure 8 sont remplies de combustible d'oxyde TRU dans toutes les barres de combustible 3L de l'assemblage combustible 1L. L'enrichissement du Pu fis- Bile dans ce combustible d'oxyde TRU est de 18,0 % en poids. Ni l'une ni l'autre zone de couverture fertile n'est remplie par le combustible mox. Chaque combustible d'oxyde TRU dans la zone fissile supérieure 6 et la zone fissile inférieure 8 contient des nucléides TRU ayant la composition représentée dans le Tableau 3. Ce TRU est un matériau obtenu par retraitement d'un matériau combustible nucléaire dans un assemblage combustible irradié. Lorsque l'assemblage combustible 1L a une combustion nulle, le rapport de Pu-239 dans l'ensemble des nucléides TRU est de 13,4 % en poids. Dans le coeur 20B également, une zone de couverture fertile supérieure 5A formée par les zones de couverture fertile supérieure 5, une zone fissile supérieure 6A formée par les zones fissiles supérieures 6, une zone de couverture fertile intérieure 7A formée par les zones de couverture fertile intérieure 7 et une zone fissile inférieure 8A formée par les zones fissiles inférieures 8 sont séquentiellement disposées depuis l'extrémité supérieure du coeur 20B jusqu'à l'extrémité inférieure du coeur 20B. Dans le coeur 20B, l'extrémité infé- rieure de la zone fissile inférieure 8A correspond à l'extrémité inférieure du coeur 20B, et aucune zone de couverture fertile inférieure n'est formée. Dans le présent mode de réalisation, comme sur la figure 14 du mode de réalisation 1, lorsque le réacteur BWR 19 est actionné à la puissance nominale, l'extrémité supérieure d'une zone de remplissage d'absorbeur de neutrons 15 dont chacune des barres de sécurité (certaines des barres de commande 2) est complètement retirée, est positionnée au niveau de l'extrémité inférieure d'une ion- gueur de combustible actif de la barre de combustible 3L (l'extrémité inférieure de la zone fissile inférieure 8A). La barre de commande 2 en forme de Y est agencée, au-dessus de la zone de remplissage d'absorbeur de neutrons 15, avec une partie de prolongateur 16 constituée de carbone qui est un matériau ayant une puissance de modération plus faible que l'eau légère. Conformément au présent mode de réalisation dans lequel la hauteur de la zone de couverture fertile supérieure est de 50 mm, ce qui est une hauteur n'étant pas supérieure à 100 mm, l'extrémité inférieure de la zone fissile inférieure correspond à l'extrémité inférieure du coeur 20B, et aucune zone de couverture fertile inférieure n'est fournie, l'extrémité supérieure de la zone de rem-plissage d'absorbeur de neutrons 15 de chaque barre de sé- curité étant complètement retirée, est positionnée au ni-veau de l'extrémité inférieure de la longueur de combustible actif 14 de la barre de combustible 3, à savoir, l'extrémité inférieure de la zone fissile inférieure 8A (voir figure 14) ; ainsi lors de la survenue d'un événe- ment composé hors des normes de conception tel que le dé-bit du coeur chutant brusquement pour une raison particulière et que toutes les barres de commande deviennent inopérantes pendant le fonctionnement du réacteur BWR 19, qui est un réacteur de désintégration TRU, le taux de vide dans le coeur 20B augmente rapidement, le point de début d'ébullition du caloporteur étant légèrement sous-refroidi et circulant depuis le dessous du coeur 20B, se déplace vers le côté d'extrémité inférieure du coeur 20B, et la répartition de puissance dans la direction axiale du coeur se déplace vers le côté d'extrémité inférieure du coeur 20B. Par conséquent, B4C dans chaque zone de remplis-sage d'absorbeur de neutrons 15 dont l'extrémité supérieure est positionnée au niveau de l'extrémité inférieure de la zone fissile inférieure 8A peut absorber un surplus de neutrons se déplaçant vers le côté d'extrémité inférieure du coeur 20B. En résultat, la puissance peut être automatiquement réduite à la puissance à laquelle les assemblages combustibles peuvent être refroidis par la capa-cité du caloporteur délivrable au coeur 20A depuis un sys- tème d'inondation d'urgence du coeur à haute pression 32. Même lors de la survenue d'un événement composé hors des normes de conception, un potentiel de sécurité suffisant peut être conservé dans le réacteur de désintégration TRU. Le présent mode de réalisation tel que celui-ci peut amé- liorer la marge de sécurité sans sacrifier l'efficacité économique du réacteur de désintégration TRU, même lors de la survenue de l'événement composé ci-dessus. Le présent mode de réalisation peut améliorer davantage la marge de sécurité du coeur lors de la surve- nue de l'événement composé ci-dessus du fait qu'il dispose de la zone de couverture fertile supérieure et que la hauteur de la zone fissile supérieure est de 10 mm supérieure à celle de la zone fissile inférieure. La hauteur de la zone de couverture fertile su- périeure 5 est établie à 50 mm et la hauteur de la zone fissile supérieure 6 est établie à 10 mm supérieure à la hauteur de la zone fissile inférieure 8, de sorte que lorsque l'extrémité supérieure de la zone de remplissage d'absorbeur de neutrons 15 de la barre de sécurité étant complètement retirée pendant le fonctionnement du réacteur BWR 19 est positionnée au niveau de l'extrémité inférieure de la longueur de combustible actif de la barre de combustible 3 (extrémité inférieure de la zone fissile inférieure 8A), une réduction de la réactivité du coeur peut être empêchée et un impact sur le coefficient de vide peut être limité au minimum. Conformément au présent mode de réalisation, toutes les conditions restrictives peuvent être satis- faites et, au même moment, même lors de la survenue d'un événement composé hors des normes de conception de sorte que le débit du coeur est sensiblement réduit pour une raison particulière et que toutes les barres de commande deviennent inopérantes, la puissance peut être automati- quement réduite à la puissance à laquelle les assemblages combustibles peuvent être refroidis par la capacité du caloporteur délivrable au coeur 20B par l'intermédiaire d'un système d'inondation d'urgence du coeur à haute pression 32. Pour cette raison, la marge de sécurité du coeur 20B peut être améliorée lors de la survenue de cet événement composé. Le coeur 20B peut réduire la quantité de nucléides TRU inclus dans l'assemblage combustible 1L à une valeur inférieure à celle obtenue lorsque la combustion de l'assemblage combustible est nulle. Dans le réacteur BWR 19 auquel le coeur 20B est appliqué, en générant la même puissance électrique de 1 350 MW qu'un réacteur ABWR courant en utilisant la cuve sous pression du réacteur d'approximativement la même taille que celle contenue dans le réacteur ABWR, un épui- sement de décharge de 65 GWd/t peut être obtenu pour le coeur 20B. Conformément au présent mode de réalisation, le coefficient de vide est de -6 x 10_4 Ak/k/%vide et MCPR est de 1,3 et les nucléides TRU peuvent être diminués alors que les rapports des isotopes TRU sont conservés. On va maintenant décrire le Mode de Réalisation 4. Un coeur d'un réacteur à eau légère conformément au mode de réalisation 4, qui est un autre mode de réalisation de la présente invention, va être décrit ci-dessous en détail en référence aux figures 26, 27 et au Tableau 4. 5 Tableau 4 Nucléide Composition (% en poids) Np-237 0,2 Pu-238 4,9 Pu-239 7,0 Pu-240 35,2 Pu-241 4,6 Pu-242 29,4 Am-241 3,9 Am-242M 0,2 Am-243 5,2 Cm-244 5,7 Cm-245 1,6 Cm-246 1,5 Cm-247 0,3 Cm-248 0,3 Un coeur 20C 'un réacteur à eau légère dans le présent mode de réalisation a une structure dans laquelle les assemblages combustibles 1K dans le coeur 20A du mode de réalisation 2 sont remplacés par des assemblages combustibles 1M représentés sur les figures 26 et 27, et les autres composants sont identiques à ceux du mode de réalisation 2. Le réacteur à eau légère auquel le coeur 20C est appliqué est un réacteur BWR 19 représenté sur la figure 11, dans lequel le coeur 20 est remplacé par le coeur 20C. Ce réacteur BWR 19 auquel le coeur 20C est appliqué, a les mêmes composants, à l'exception du coeur 20, que le réacteur BWR 19 auquel le coeur du mode de réalisation 1 est appliqué. Le coeur 20C est un coeur à appliquer à un réac- teur de désintégration TRU. Les composants du présent mode de réalisation qui sont différents du mode de réalisation 2 sont décrits, et les descriptions des composants qui sont identiques à ceux du mode de réalisation 2 sont omises. 57 Dans l'assemblage combustible 1M utilisé dans le présent mode de réalisation (voir figure 26), 397 barres de combustible 3M, chacune ayant un diamètre de 7,1 mm, sont disposées dans un treillis triangulaire régu- lier dans un caisson de canaux 4. Un espace entre les barres de combustible 3M est de 2,3 mm, et 11 barres de combustible 3M sont disposées dans une rangée de barres de combustible dans une couche périphérique située la plus à l'extérieur. L'agencement des ensembles combustibles dans un coeur en phase d'équilibre du présent mode de réalisation est identique à celui représenté sur la figure 21 du mode de réalisation 2. Dans l'assemblage combustible 1M, comme dans l'assemblage combustible 1K, sa partie de longueur de com- bustible actif est divisée en quatre zones (voir figure 27). Une zone de couverture fertile supérieure 5 ayant une hauteur de 30 mm, une zone fissile supérieure 6 ayant une hauteur de 244 mm, une zone de couverture fertile intérieure 7 ayant une hauteur de 560 mm, et une zone fissile inférieure 8 ayant une hauteur de 227 mm. Lorsque l'assemblage combustible 1M est un nouvel assemblage combustible ayant une combustion nulle, les deux zones de couverture fertile sont remplies de pastilles d'oxyde d'uranium appauvri et la zone fissile supérieure 6 et la zone fissile inférieure 8 sont remplies de combustible d'oxyde TRU dans toutes les barres de combustible 3M de l'assemblage combustible 1M. L'enrichissement du Pu fissile dans ce combustible d'oxyde TRU est de 11,6 % en poids. Ni l'une ni l'autre zone de couverture fertile n'est remplie par le combustible mox. Chaque combustible d'oxyde TRU dans la zone fissile supérieure 6 et la zone fissile inférieure 8 contient des nucléides TRU ayant la composition représentée dans le Tableau 4. Ce TRU est un matériau obtenu par retraitement d'un matériau combustible nucléaire dans un assemblage combustible irradié. Lorsque l'assemblage com- bustible 1M est un nouvel assemblage combustible, le rapport de Pu-239 dans l'ensemble des nucléides TRU est de 0,7 % en poids. Dans le coeur 20C également, une zone de couverture fertile supérieure 5A formée par les zones de couverture fertile supérieure 5, une zone fissile supérieure 6A formée par les zones fissiles supérieures 6, une zone de couverture fertile intérieure 7A formée par les zones de couverture fertile intérieure 7 et une zone fissile inférieure 8A formée par les zones fissiles infé- rieures 8 sont séquentiellement disposées depuis l'extrémité supérieure du coeur 20C jusqu'à l'extrémité inférieure du coeur 20C. Dans le coeur 20C, l'extrémité inférieure de la zone fissile inférieure 8A correspond à l'extrémité inférieure du coeur 20C, et aucune zone de couver- ture fertile inférieure n'est formée. Dans le présent mode de réalisation, comme sur la figure 14 du mode de réalisation 1, lorsque le réacteur BWR 19 est actionné à la puissance nominale, l'extrémité supérieure d'une zone de remplissage d'absorbeur de neu- trons 15 ayant chacune des barres de sécurité (certaines des barres de commande 2 en forme de Y) complètement retirées, est positionnée au niveau de l'extrémité inférieure de la longueur de combustible actif de la barre de combustible 3M (l'extrémité inférieure de la zone fissile infé- rieure 8A). La barre de commande 2 est agencée, au-dessus de la zone de remplissage d'absorbeur de neutrons 15, avec une partie de prolongateur 16 constituée de carbone qui est un matériau ayant une puissance de modération plus faible que l'eau légère. Conformément au présent mode de réalisation dans lequel la hauteur de la zone de couverture fertile supérieure est de 30 mm, ce qui n'est pas supérieure à 100 mm, l'extrémité inférieure de la zone fissile inférieure correspond à l'extrémité inférieure du coeur 20C, et aucune zone de couverture fertile inférieure n'est fournie, l'ex- trémité supérieure de la zone de remplissage d'absorbeur de neutrons 15 de chaque barre de sécurité étant complètement retirée, est positionnée au niveau de l'extrémité inférieure de la longueur de combustible actif 14 de la barre de combustible 3, à savoir, l'extrémité inférieure de la zone fissile inférieure 8A (voir figure 14) ; ainsi lors de la survenue d'un événement composé hors des normes de conception tel que le débit du coeur chutant brusque-ment pour une raison particulière et que toutes les barres de commande deviennent inopérantes pendant le fonctionne-ment du réacteur BWR 19, qui est un réacteur de désintégration TRU, le taux de vide dans le coeur 20C augmente rapidement, le point de début d'ébullition du caloporteur étant légèrement sous-refroidi et circulant depuis le des- sous du coeur 20C, se déplace vers le côté d'extrémité inférieure du coeur 20C, et la répartition de puissance dans la direction axiale du coeur se déplace vers le côté d'extrémité inférieure du coeur 20C. Par conséquent, B4C dans chaque zone de remplissage d'absorbeur de neutrons 15 dont l'extrémité supérieure est positionnée au niveau de l'extrémité inférieure de la zone fissile inférieure 8A peut absorber un surplus de neutrons se déplaçant vers le côté d'extrémité inférieure du coeur 20C. En résultat, la puissance peut être automatiquement réduite à la puissance à laquelle les assemblages combustibles peuvent être refroidis par la capacité du caloporteur délivrable au coeur 20C depuis un système d'inondation d'urgence du coeur à haute pression 32. Même lors de la survenue d'un événement composé hors des normes de conception, un potentiel de sécu- rité suffisant peut être conservé dans le réacteur de désintégration TRU. Le présent mode de réalisation tel que celui-ci peut améliorer la marge de sécurité sans sacrifier l'efficacité économique du réacteur de désintégration TRU, même lors de la survenue de l'événement composé ci-dessus. Le présent mode de réalisation peut améliorer davantage la marge de sécurité du coeur lors de la survenue de l'événement composé ci-dessus du fait qu'il dispose de la zone de couverture fertile supérieure et que la bau- teur de la zone fissile supérieure est de 13 mm, ce qui est supérieure à 10 mm, plus élevée que celle de la zone fissile inférieure. La hauteur de la zone de couverture fertile supérieure 5 est établie à 30 mm et la hauteur de la zone fissile supérieure 6 est établie à 13 mm supérieure à la hauteur de la zone fissile inférieure 8, de sorte que lorsque l'extrémité supérieure de la zone de remplissage d'absorbeur de neutrons 15 de la barre de sécurité étant complètement retirée pendant le fonctionnement du réacteur BWR 19 est positionnée au niveau de l'extrémité inférieure de la longueur de combustible actif de la barre de combustible 3 (extrémité inférieure de la zone fissile inférieure 8A), une réduction de la réactivité du coeur peut être empêchée et un impact sur le coefficient de vide peut être limité au minimum. Conformément au présent mode de réalisation, toutes les conditions restrictives peuvent être satisfaites et, au même moment, même lors de la survenue d'un événement composé hors des normes de conception de sorte que le débit du coeur est sensiblement réduit pour une raison particulière et que toutes les barres de commande deviennent inopérantes, la puissance peut être automatiquement réduite à la puissance à laquelle les assemblages combustibles peuvent être refroidis par la capacité du ca- loporteur délivrable au coeur 20C par l'intermédiaire d'un système d'inondation d'urgence du coeur à haute pression 32. Pour cette raison, la marge de sécurité du coeur 20C peut être améliorée lors de la survenue de cet événement composé. Le coeur 20C peut réduire la quantité de nu- cléides TRU inclus dans l'assemblage combustible 1M à une valeur inférieure à celle obtenue lorsque la combustion de l'assemblage combustible est nulle. Dans le réacteur BWR 19 auquel le coeur 20C est appliqué, en générant la même puissance électrique de 1 350 MW qu'un réacteur ABWR courant en utilisant la cuve sous pression du réacteur d'approximativement la même taille que celle contenue dans le réacteur ABWR, un épuisement de décharge de 65 GWd/t peut être obtenu. Conformé-ment au présent mode de réalisation, le coefficient de vide est de -3 x 10_4 Ak/k/%vide et MCPR est de 1,3 et les nucléides TRU peuvent être diminués alors que les rapports des isotopes TRU sont conservés. On va maintenant décrire le Mode de Réalisation 5. Un coeur d'un réacteur à eau légère conformément au mode de réalisation 5, qui est un autre mode de réalisation de la présente invention, va être décrit ci-dessous en détail en référence à la figure 28. Dans le coeur du réacteur à eau légère du présent mode de réalisation, chaque assemblage combustible 1 chargé dans le coeur 20 du mode de réalisation 1 est structuré comme représenté sur la figure 28, et les autres composants sont identiques à ceux du mode de réalisation 1. Dans la partie de longueur de combustible actif de l'assemblage combustible, comme représenté sur la figure 28, cinq zones, c'est-à-dire, une zone de couverture fertile supérieure 5, une zone fissile supérieure 6, une zone de couverture fertile intérieure 7, une zone fissile inférieure 8 et une zone de couverture fertile inférieure 9, sont séquentiellement formées depuis l'extrémité supérieure jusqu'à l'extrémité inférieure. La hauteur de chaque zone est la suivante : la zone de couverture fertile supérieure 5 a une hauteur de 105 mm ; la zone fissile supérieure 6 a une hauteur de 248 mm ; la zone de couverture fertile intérieure 7 a une hauteur de 520 mm ; la zone fissile inférieure 8 a une hauteur de 232 mm ; et la zone de cou- verture fertile inférieure 9 a une hauteur de 280 mm. Dans le coeur 20 chargé d'une pluralité d'assemblages combustibles 1 formant chaque zone sur la figure 28, une zone de couverture fertile supé- rieure 5A formée par les zones de couverture fertile supérieure 5, une zone fissile supérieure 6A formée par les zones fissiles supérieures 6, une zone de couverture fertile intérieure 7A formée par les zones de couverture fertile intérieure 7, une zone fissile inférieure 8A formée par les zones fissiles inférieures 8, et une zone de couverture fertile inférieure 9A formée par les zones de couverture fertile inférieure 9 sont séquentiellement disposées depuis l'extrémité supérieure jusqu'à l'extrémité inférieure. Chaque effet généré par le mode de réalisation 1 peut être obtenu par le coeur du présent mode de réalisation. Dans le présent mode de réalisation, lequel con-sidère la sécurité du point de vue des normes de concep- tion uniquement, une combustion plus élevée que dans le mode de réalisation 1 peut être réalisée, et dans le réacteur BWR 19 auquel le coeur du présent mode de réalisation est appliqué, qui génère la même puissance électrique de 1 350 MW qu'un réacteur ABWR courant en utilisant une cuve sous pression du réacteur approximativement de la même taille que celle contenue dans le réacteur ABWR, un épuisement de décharge de 66 GWd/t pour la zone du coeur et un épuisement de décharge de 55 GWd/t pour le coeur incluant les zones de couverture fertile supérieure et inférieure peuvent être obtenus. Dans le présent mode de réalisation, le coefficient de vide est de -5 x 10_5 Ak/k/%vide et MPCR est de 1,03, et un rapport de surrégénération de 1,01 peut être obtenu alors que les rapports des isotopes TRU sont conservés pratiquement constants comme décrit ci-dessus. On va maintenant décrire le Mode de Réalisa-tion 6. Un coeur d'un réacteur à eau légère conformément au mode de réalisation 6, qui est un autre mode de réali- sation de la présente invention, va être décrit ci-dessous en détail en référence aux figures 29 et 30. Dans le coeur du présent mode de réalisation, chaque assemblage combustible 1 chargé dans le coeur 20 du mode de réalisation 1 est structuré comme représenté sur la figure 29, et les autres composants sont identiques à ceux du mode de réalisation 1. Dans le présent mode de réalisation, lorsque le réacteur à eau légère auquel le coeur du présente mode de réalisation est appliqué, est mis en fonctionnement à la puissance nominale, l'extrémité supérieure d'une zone de remplissage d'absorbeur de neutrons 15 de chacune des barres de sécurité (certaines des barres de commande 2 en forme de Y) étant complètement retirée, est positionnée à 1/5ème de la hauteur d'une zone de couverture fertile inférieure 9 depuis l'extrémité infé- rieure de la zone de couverture fertile inférieure 9 (voir figure 30). Dans une partie de longueur de combustible actif de cet assemblage combustible, comme représenté sur la figure 29, cinq zones, c'est-à-dire, une zone de couverture fertile supérieure 5, une zone fissile supérieure 6, une zone de couverture fertile intérieure 7, une zone fissile inférieure 8 et une zone de couverture fertile inférieure 9, sont séquentiellement formées depuis l'extrémité supérieure jusqu'à l'extrémité inférieure. La hauteur de chaque zone est la suivante : la zone de couverture fertile supérieure 5 a une hauteur de 60 mm ; la zone fissile supérieure 6 a une hauteur de 235 mm ; la zone de couverture fertile intérieure 7 a une hauteur de 450 mm ; a zone fissile inférieure 8 a une hauteur de 219 mm ; et la zone de couverture fertile inférieure 9 a une hauteur de 280 mm. Dans le coeur du présent mode de réalisation, comme dans le coeur 20, une zone de couverture fertile supérieure 5A, une zone fissile supérieure 6A, une zone de couverture fertile intérieure 7A, une zone fissile infé- rieure 8A, et une zone de couverture fertile inférieure 9A sont formées au niveau des mêmes positions axiales que la zone de couverture fertile supérieure 5, la zone fissile supérieure 6, la zone de couverture fertile intérieure 7, la zone fissile inférieure 8, et la zone de couverture fertile inférieure 9 formées dans chaque assemblage com- bustible représenté sur la figure 29. Le coeur du présent mode de réalisation peut être obtenu avec chaque effet généré par le mode de réalisation 1. Dans le réacteur BWR 19 auquel le coeur du pré-sent mode de réalisation est appliqué, qui génère la même puissance électrique de 1 350 MW qu'un réacteur ABWR courant en utilisant une cuve sous pression du réacteur 27 approximativement de la même taille que celle contenue dans le réacteur ABWR, un épuisement de décharge de 54 GWd/t pour la zone du coeur et un épuisement de dé-charge de 45 GWd/t pour le coeur 20 incluant les zones de couverture fertile supérieure et inférieure peuvent être obtenus. En outre, dans le présent mode de réalisation, le coefficient de vide est de -3 x 10_4 Ak/k/%vide et MCPR est de 1,03, et un rapport de surrégénération de 1,01 peut être obtenu alors que les rapports des isotopes TRU sont conservés pratiquement constants comme décrit ci-dessus. REVENDICATIONS1. Coeur (20) d'un réacteur à eau légère ayant une pluralité d'assemblages combustibles (1), lesquels sont chargés dans le coeur (20), ayant un matériau combus- tible nucléaire contenant une pluralité d'isotopes de nucléides transuraniens, une zone de couverture fertile supérieure (5), une zone de couverture fertile inférieure (9), et une zone fissile, dans lesquels les nucléides transuraniens sont contenus, disposée entre la zone de couverture fertile supérieure (5) et la zone de couverture fertile inférieure (9), caractérisé en ce qu'un rapport de Pu-239 dans l'ensemble des nucléides transuraniens contenus dans l'assemblage combustible (1) chargé est compris dans une plage de 40 à 60 % lorsque la combustion de l'assemblage combustible est nulle, la somme d'une hauteur de la zone de couverture fertile inférieure (9) et d'une hauteur de la zone de couverture fertile supérieure (5) est comprise dans une plage de 250 à 600 mm, et la hauteur de la zone de couverture fertile inférieure (9) est comprise dans une plage de 1,6 à 12 fois la hauteur de la zone de couverture fertile supérieure (5) . 2. Coeur (20) du réacteur à eau légère selon la revendication 1, caractérisé en ce que la hauteur de la zone de couverture fertile supérieure (5) est comprise dans une plage de 30 à 105 mm. 3. Coeur (20) du réacteur à eau légère selon la revendication 1, caractérisé en ce que le coeur (20) a une zone de couverture fertile intérieure (7) entre la zone de couverture fertile supérieure (5) et la zone de couverture fertile inférieure (9), la zone fissile inclut une zone fissile supé- rieure (6) contenant les nucléides transuraniens et dispo-sée entre la zone de couver- ture fertile supérieure (5) et la zone de couverture fertile intérieure (7), et une zone fissile inférieure (8) contenant les nucléides transuraniens et disposée entre la zone de couverture fertile intérieure (7) et la zone de couverture fertile inférieure (8), et une hauteur de la zone fissile supérieure (6) est supérieure à une hauteur de la zone fissile inférieure (8) dans une plage de 10 à 25 mm. 4. Coeur (20) du réacteur à eau légère selon la revendication 1, caractérisé en ce qu'une extrémité supérieure d'une zone d'absorption de neutrons d'une barre de sécurité agencée dans le réacteur à eau légère est positionnée soit à proximité d'une extrémité inférieure de la zone de couverture fertile inférieure (8), soit dans la zone de couverture fertile inférieure (8). 5. Coeur (20) du réacteur à eau légère ayant une pluralité d'assemblages combustibles (1), lesquels sont chargés dans le coeur (20), ayant un matériau combustible nucléaire contenant une pluralité d'isotopes de nucléides transuraniens, une zone de couverture fertile supérieure (5), et une zone fissile, dans lesquels les nucléides transuraniens sont contenus, disposée au-dessous de la zone de couverture fertile supérieure (5), caractérisé en ce qu'un rapport de Pu-239 dans l'ensemble des nucléides transuraniens contenus dans l'assemblage combustible (1) est compris dans une plage de 5 % ou supérieure mais inférieure à 40 % lorsque la combustion de l'assemblage combustible est nulle, une hauteur de la zone de couverture fertile supérieure (5) est comprise dans une plage de 20 à 100 mm, et une extrémité inférieure de la zone fissile cor- respond à une extrémité inférieure du coeur (20). 6. Coeur (20) du réacteur à eau légère selon la revendication 5, caractérisé en ce que le coeur (20) a une zone de couverture fertile intérieure (7) entre la zone de cou- verture fertile supérieure (5) et l'extrémité inférieure du coeur (20), la zone fissile inclut une zone fissile supérieure (6) contenant les nucléides transuraniens et disposée entre la zone de couverture fertile supérieure (5) et la zone de couverture fertile intérieure (7), et une zone fissile inférieure (8) contenant les nucléides transuraniens et disposée entre la zone de couverture fertile intérieure (7) et l'extrémité inférieure du coeur (20), et une hauteur de la zone fissile supérieure (6) est supérieure à une hauteur de la zone fissile inférieure (8) comprise dans une plage de 10 à 25 mm. 7. Coeur (20) du réacteur à eau légère selon la revendication 5, caractérisé en ce qu'une extrémité supérieure d'une zone d'absorption de neutrons d'une barre de sécurité agencée dans le réacteur à eau légère est positionnée à proximité de l'extrémité inférieure de la zone fissile. 8. Assemblage combustible (1) ayant un matériau combustible nucléaire contenant une pluralité d'isotopes de nucléides transuraniens, une zone de couverture fertile supérieure (5), une zone de couverture fertile inférieure (9), et une zone fissile contenant les nucléides transuraniens et disposée entre la zone de couverture fertile supérieure (5) et la zone de couverture fertile inférieure (9), caractérisé en ce qu'un rapport de Pu-239 de l'ensemble des nucléides transuraniens contenus dans le matériau combustible nucléaire est compris dans une plage de 40 à 60 % lorsque la combustion de l'assemblage combus- tible (1) est nulle,la somme d'une hauteur de la zone de couverture fertile inférieure (9) et d'une hauteur de la zone de couverture fertile supérieure (5) est comprise dans une plage de 250 à 600 mm, et la hauteur de la zone de couverture fertile inférieure (9) est comprise dans une plage de 1,6 à 12 fois la hauteur de la zone de couverture fertile supérieure (5) . 9. Assemblage combustible (1) selon la revendi- cation 8, caractérisé en ce que la hauteur de la zone de couverture fertile supérieure (5) est comprise dans une plage de 30 à 105 mm. 10. Assemblage combustible (1) selon la revendi- cation 8, caractérisé en ce que l'assemblage combustible (1) a une zone de couverture fertile intérieure (7) entre la zone de couverture fertile inférieure (8) et la zone de couverture fertile supérieure (5), la zone fissile inclut une zone fissile supérieure (6) contenant les nucléides transuraniens et disposée entre la zone de couverture fertile supérieure (5) et la zone de couverture fertile intérieure (7), et une zone fissile inférieure (8) contenant les nucléides transura- niens et disposée entre la zone de couverture fertile intérieure (7) et la zone de couverture fertile inférieure (9), et une hauteur de la zone fissile supérieure (6) est supérieure à une hauteur de la zone fissile inférieure (8) comprise dans une plage de 10 à 25 mm. 11. Assemblage combustible (1) selon la revendication 8, caractérisé en ce qu'un matériau combustible nucléaire contenant un absorbeur de neutrons est disposéau-dessous de la zone de couverture fertile inférieure (9). 12. Assemblage combustible (1) ayant un matériau combustible nucléaire contenant une pluralité d'isotopes de nucléides transuraniens, une zone de couverture fertile supérieure (5), et une zone fissile contenant les nucléides transuraniens et disposée au-dessous de la zone de couverture fertile supérieure (5), caractérisé en ce qu'un rapport de Pu-239 de l'ensemble des nucléides transuraniens contenus dans le matériau combustible nucléaire est compris dans une plage de 5 % ou supérieure, mais inférieure à 40 % lorsque la combustion de l'assemblage combustible (1) est nulle, une hauteur de la zone de couverture fertile su- périeure (5) est comprise dans une plage de 20 à 100 mm, et une extrémité inférieure de la zone fissile correspond à une extrémité inférieure d'une longueur de combustible actif de l'assemblage combustible (1). 13. Assemblage combustible (1) selon la revendication 12, caractérisé en ce que l'assemblage combustible (1) a une zone de couverture fertile intérieure (7) entre la zone de couverture fertile supérieure (5) et une extré- mité inférieure de la longueur de combustible actif, la zone fissile inclut une zone fissile supérieure (6) contenant les nucléides transuraniens et disposée entre la zone de couverture fertile supérieure (5) et la zone de couverture fertile intérieure (7), et une zone fissile inférieure (8) contenant les nucléides transuraniens et disposée entre la zone de couverture fertile intérieure (7) et l'extrémité inférieure de la longueur de combustible actif, etune hauteur de la zone fissile supérieure (6) est supérieure à une hauteur de la zone fissile inférieure (8) comprise dans une plage de 10 à 25 mm. 14. Assemblage combustible (1) selon la revendi-5 cation 12, caractérisé en ce qu'un matériau combustible nucléaire contenant un absorbeur de neutrons est disposé au-dessous de la zone de couverture fertile inférieure (8) 10