Brevet FR3027724A1 — publié le 20160429

ASSEMBLAGE COMBUSTIBLE DESTINÉ À ÊTRE UTILISÉ DANS UN RÉACTEUR À NEUTRONS RAPIDES ET COEUR DE RÉACTEUR DANS LEQUEL CE DERNIER EST CHARGÉ L'invention concerne un assemblage combustible destiné à 5 être utilisé dans un réacteur à neutrons rapides et un coeur de réacteur dans lequel ce dernier est chargé, et en particulier un assemblage combustible destiné à être utilisé dans un réacteur à neutrons rapides, capable d'améliorer la sécurité en rendant la réactivité cavitaire du sodium négative, et un 10 coeur de réacteur dans lequel l'assemblage combustible est chargé. En général, un réacteur surgénérateur à neutrons rapides comprend un coeur de réacteur qui est disposé à l'intérieur d'une cuve de réacteur, et la cuve de réacteur est remplie 15 avec du sodium liquide servant de réfrigérant. Un assemblage combustible destiné être utilisé dans le réacteur surgénérateur à neutrons rapides, chargé dans le coeur, est prévu avec plusieurs barres de combustible, dont chacune encapsule de l'uranium appauvri enrichi en plutonium (238U), un 20 tube d'enveloppe entourant la pluralité de barres de combustible sous la forme d'un faisceau, la tête inférieure de chacune de ces barres de combustible, une buse d'entrée supportant une protection neutronique, positionnée au-dessous de chacune des barres de combustible, et une partie de sortie 25 de réfrigérant positionnée au-dessus de la barre de combustible. Le coeur de réacteur du réacteur surgénérateur à neutrons rapides est prévu avec une région de combustible de coeur comprenant une région de combustible de coeur interne et une 30 région de combustible de coeur externe entourant la région de combustible de coeur interne, une région de combustible de couverture entourant la région de combustible de coeur de réacteur, et une région de protection neutronique entourant la région de combustible de couverture. Dans le cas d'un coeur homogène standard, l'enrichissement en Pu de l'assemblage combustible chargé dans la région de combustible de coeur externe est supérieur à l'enrichissement en Pu de l'assemblage combustible chargé dans la région de combustible de coeur interne. Pour cette raison, la répartition de puissance dans la direction radiale du coeur est aplanie. Cependant, l'actinide mineur (MA: « Minor Actinide » ou actinide mineur en français) des déchets fortement radioactifs (HLW : « High Level Radiocative Waste » ou déchets fortement radioactifs en français) résultant du retraitement du combustible nucléaire irradié présente une radioactivité à long terme et par conséquent, des recherches concernant le recyclage du MA pour le transmuter dans le surgénérateur à neutrons rapides ont été réalisées afin d'essayer de diminuer une toxicité des HLW et augmenter un taux de décroissance afin de réduire la charge d'un dépôt géologique, réduisant ainsi une charge environnementale. Malheureusement, si le MA est chargé dans le coeur, celui-ci a tendance à provoquer une augmentation de la réactivité cavitaire (réactivité telle que marquée en raison de l'ébullition du sodium liquide servant de réfrigérant) associée à la sécurité d'un coeur. Par conséquent, le document non brevet "Conception avancée du coeur axialement hétérogène", par K. Kawashima, K. Fujimura et associés, comptes rendus de FR '91, pp 3, 3 - 1, Kyoto, Japon, Octobre (1991) est proposé au titre d'une stratégie très efficace pour contrôler la réactivité cavitaire. Dans ce document, on décrit l'introduction des assemblages combustibles comprenant une région de plenum de sodium prévue sur un faisceau de barres de combustible. Étant donné que la région de plenum de sodium a une réactivité cavitaire négative, alors que la région de combustible d'un coeur à grande échelle a une réactivité cavitaire positive, il existe une possibilité que la réactivité cavitaire effective du coeur de réacteur dans son ensemble puisse être rendue négative étant donné que la 5 vide au moment du phénomène d'écoulement de réfrigérant, dépendance de la réactivité région de plenum de sodium est transitoire, tel qu'une perte et cetera. On a présenté la cavitaire sur une fraction de volume d'un élément structurel dans la région de plenum de sodium et plus la fraction de volume de l'élément structurel 10 est petite, plus la réactivité cavitaire sera petite. En outre, la technique décrite dans la demande de brevet japonais S62 (1987) - 3691 est bien connue, bien que cette dernière concerne un réacteur d'eau sous pression (PWR). Cette demande de brevet décrit une configuration dans laquelle 15 plusieurs rondelles Belleville sont disposées entre un bouchon d'extrémité supérieure et la pastille de combustible la plus haute, à l'intérieur de chacune des gaines de barre de combustible composant l'assemblage combustible. La tension est préventivement transmise aux pastilles de combustible 20 respectives par l'agencement de la pluralité de rondelles Belleville afin d'empêcher ainsi l'occurrence de fluage. Dans le document non brevet introduit précédemment, la dépendance de la réactivité cavitaire sur une fraction de volume de l'élément structurel dans la région de plenum de 25 sodium est décrite. Cependant, la description spécifique concernant la façon dont constituer l'assemblage combustible destiné être utilisé dans le surgénérateur à neutrons rapides n'a pas été faite. L'assemblage combustible, en particulier, est transporté afin de charger ce dernier dans le 30 coeur de réacteur. Cependant, il n'est faut aucune mention de la vibration appliquée sur la pastille de combustible dans chacune des barres de combustible composant l'assemblage combustible, la vibration ayant lieu au moment du transport. En outre, avec la demande de brevet japonais S62 (1987) - 3691, on dispose la pluralité de rondelles Belleville entre le bouchon d'extrémité supérieur et la pastille de combustible la plus haute. Par conséquent, il existe un inconvénient en ce qu'un espace formé entre le bouchon terminal supérieur et la pastille de combustible la plus haute se dilatera dans sa direction axiale. En outre, cette demande de brevet étant associé aux PWR (pour « pressurized water reactors » en anglais, ou « réacteurs à eau pressurisé » en français), une région de plenum de sodium à disposer au-dessus des barres de combustible n'est pas prévue à l'intérieur de l'assemblage combustible. Par conséquent, un objet de la présente invention est de proposer un assemblage combustible destiné à être utilisé dans un réacteur à neutrons rapides, capable d'arriver à réduire la réactivité cavitaire en réduisant une fraction du volume des éléments structurels dans une région de plenum de sodium et un coeur de réacteur dans lequel l'assemblage combustible est chargé. Afin de résoudre le problème mentionné, selon un premier aspect de l'invention, on propose un assemblage combustible destiné à être utilisé dans un réacteur à neutrons rapides, chargé dans un coeur de réacteur du réacteur à neutrons rapides, réalisé en reliant plusieurs longueurs de barres de combustible en un faisceau destiné à être logé dans un tube d'enveloppe, chaque barre de combustible étant formée en remplissant une gaine de barre de combustible avec des pastilles de combustible, dont chacune contient un matériau combustible nucléaire. L'assemblage combustible comprend une région de plenum de sodium définie par le tube d'enveloppe, prévue au-dessus du bouchon d'extrémité supérieure de chacune de la pluralité de barres de combustible. Chacune de la pluralité de barres de combustible comprend une région de plenum de gaz supérieure définie par la gaine de barre de combustible et une rondelle Belleville disposée dans la région de plenum de gaz supérieure, qui sont prévues entre l'extrémité supérieure de la région de combustible formée par la pluralité de pastilles de combustible et le bouchon d'extrémité supérieure. De préférence, chacune de la pluralité de barres de combustible comprend une pastille de couverture interne composée d'uranium appauvri utilisé en tant que combustible nucléaire, disposée sensiblement au-dessous du centre de la région de combustible. En outre, on propose un assemblage combustible destiné à être utilisé dans un réacteur à neutrons rapides, chargé dans le coeur de réacteur du réacteur à neutrons rapides, réalisé en reliant plusieurs barres de combustible en un faisceau destiné à être logé dans un tube d'enveloppe, chaque barre de combustible étant formée en remplissant une gaine de barre de combustible avec des pastilles de combustible contenant un matériau combustible nucléaire. L'assemblage combustible comprend une région de plenum de sodium définie par le tube d'enveloppe, prévu au-dessus d'un bouchon terminal supérieur de chacune de la pluralité de barres de combustible. En outre, chacune de la pluralité de barres de combustible comprend une région de plenum de gaz supérieure définie par la gaine de barre de combustible, prévue entre l'extrémité supérieure de la région de combustible, formée par la pluralité de pastilles de combustible et le bouchon d'extrémité supérieure. Une longueur de la région de plenum de gaz supérieure, dans sa direction axiale, est définie sur la base d'une différence de quantité de dilatation thermique entre les pastilles de combustible et la gaine de barre de combustible. De préférence, chacune de la pluralité de barre de combustible comprend une région de plenum de gaz inférieure définie par la gaine de barre de combustible, prévue entre l'extrémité inférieure de la région de combustible et un bouchon d'extrémité inférieure. En outre, la présente invention propose, dans son second aspect, un coeur de réacteur d'un réacteur à neutrons rapides, comprenant une région de combustible de coeur interne, une région de combustible de coeur externe entourant la région de combustible de coeur interne, une région de couverture radiale entourant la région de combustible de coeur externe, et une région de protection neutronique entourant la région de couverture radiale, le coeur de réacteur comprenant un assemblage combustible chargé dans la région de combustible de coeur interne et la région de combustible de coeur externe, respectivement, l'assemblage combustible étant réalisé en reliant une pluralité de barres de combustible en un faisceau destiné à être logé dans un tube d'enveloppe, chaque barre de combustible étant formée en remplissant une gaine de barre de combustible avec des pastilles de combustible, dont chacune contient un matériau de combustible nucléaire. L'assemblage combustible comprend une région de plenum de sodium définie par le tube d'enveloppe, au-dessus d'un bouchon d'extrémité supérieure de chacune de la pluralité de barres de combustible, et la pluralité de barres de combustible comprennent chacune une région de plenum de gaz supérieure définie par la gaine de barre de combustible et une rondelle Belleville, entre l'extrémité supérieure de la région de combustible formée par la pluralité de pastilles de combustible et le bouchon d'extrémité supérieure. De préférence, une longueur de chacune des barres de combustible logées dans l'assemblage combustible chargé dans la région de combustible de coeur interne, dans la direction axiale de la région de combustible, est égale à une longueur de chacune des barres de combustible logées dans l'assemblage combustible chargé dans la région de combustible de coeur externe, dans la direction axiale de la région de combustible. Dans ce cas, l'enrichissement en Pu de l'assemblage combustible chargé dans la région de combustible de coeur externe peut être supérieur à l'enrichissement en Pu de l'assemblage combustible chargé dans la région de combustible de coeur interne. Selon une autre variante, une longueur de chacune des barres de combustible logées dans l'assemblage combustible chargé dans la région de combustible de coeur externe, dans la direction axiale de la région de combustible, est plus longue qu'une longueur de chacune des barres de combustible logées dans l'assemblage combustible chargé dans la région de combustible de coeur interne , dans la direction axiale de la région de combustible. Dans ce cas, chacune de la pluralité de barres de combustible logées dans l'assemblage combustible chargé dans la région de combustible de coeur interne, comprend une pastille de couverture interne composée d'uranium appauvri utilisé en tant que combustible nucléaire, la pastille de couverture interne étant disposée sensiblement au-dessous du centre de la région de combustible. Ainsi, selon la présente invention, il est possible de proposer un assemblage combustible destiné à être utilisé dans un réacteur à neutrons rapides, capable d'arriver à réduire la réactivité cavitaire en réduisant une fraction de volume des éléments structurels d'une région de plenum de sodium, et un coeur de réacteur dans lequel l'assemblage combustible est chargé Les problèmes, configurations et effets de la présente invention évoqués ci-dessus, ainsi que d'autres, ressortiront plus clairement de la description détaillée des modes de réalisation préférés de l'invention, réalisée en regard des planches de dessins ci-annexées sur lesquelles : - la figure 1 est une vue en coupe longitudinale d'un assemblage combustible destiné à être utilisé dans un réacteur à neutrons rapides, selon un premier mode de réalisation de la présente invention; - la figure 2 représente la vue en coupe longitudinale de l'assemblage combustible destiné à être utilisé dans le réacteur à neutrons rapides, selon le premier mode de réalisation, représenté sur la figure 1, et une vue en coupe transversale d'un coeur du réacteur à neutrons rapides dans lequel l'assemblage combustible est chargé ; - la figure 3 est une vue en coupe longitudinale du coeur de réacteur à neutrons rapides dans lequel l'assemblage de combustible du réacteur à neutrons rapides, représenté sur la figure 2, est chargé, représentant une plage du centre du coeur de réacteur jusqu'à son bord périphérique externe ; - la figure 4 représente une vue en coupe longitudinale d'un assemblage combustible destiné à être utilisé dans le réacteur à neutrons rapides, selon un deuxième mode de réalisation de la présente invention, et une vue en coupe transversale d'un coeur du réacteur à neutrons rapides dans lequel l'assemblage combustible de réacteur à neutrons rapides est chargé ; - la figure 5 est une vue en coupe longitudinale du coeur de réacteur à neutrons rapides dans lequel les assemblages combustibles de réacteur à neutrons rapides représentés sur la figure 4 sont chargés, représentant une plage du centre du coeur jusqu'à son bord périphérique externe ; - la figure 6 est une vue représentant une relation entre une longueur d'une région de plenum de gaz supérieure et une réactivité cavitaire de sodium ; et - la figure 7 est une vue en coupe longitudinale d'une barre de combustible d'un assemblage combustible de réacteur à neutrons rapides selon un troisième mode de réalisation de la présente invention. Dans la présente description, on entend par "une fraction de volume des éléments structurels dans une région de plenum 10 de sodium", la fraction de volume des éléments structurels dans une région positionnée au-dessus d'une région de combustible des barres de combustible composant un assemblage combustible de réacteur à neutrons rapides, comprenant la région de plenum de sodium disposée au-dessus d'un bouchon 15 d'extrémité supérieure. C'est-à-dire que cette expression signifie la fraction de volume des éléments structurels dans une région comprenant une région de plenum de gaz supérieure, le bouchon d'extrémité supérieure et la région de plenum de sodium. Les éléments structurels comprennent un tube 20 d'enveloppe définissant la région de plenum de sodium, le bouchon d'extrémité supérieure, une gaine de barre de combustible définissant la région de plenum de gaz supérieure et cetera. Les modes de réalisation de la présente invention sont 25 décrits ci-dessous en référence aux dessins joints. La figure 1 est une vue en coupe longitudinale d'un assemblage combustible destiné à être utilisé dans un réacteur à neutrons rapides, selon un premier mode de réalisation de la 30 présente invention. Comme représenté sur la figure 1, un assemblage combustible 1 destiné à être utilisé dans le réacteur à neutrons rapides est réalisé en reliant une pluralité de barres de combustible 2 en un faisceau destiné à être logé dans un tube d'enveloppe 7 de section hexagonale. L'assemblage combustible 1 du réacteur à neutrons rapides a une région de plenum de sodium 12 au-dessus de l'extrémité supérieure de chacune des barres de combustible 2 à l'intérieur du tube d'enveloppe 7 réalisé avec un acier inoxydable (SUS, de l'anglais « Steel Use Stainless »). La région de plenum de sodium 12 est un espace vide défini par le tube d'enveloppe 7, l'espace vide ne comprenant rien d'autre que du sodium fluide (Na liquide) servant de réfrigérant. En outre, l'assemblage combustible 1 du réacteur à neutrons rapides a une buse d'entrée (non représentée) disposée au-dessous du tube d'enveloppe 7 représenté sur la figure 1, destinée à être utilisée pour l'introduction du sodium liquide afin de permettre au sodium liquide en tant que réfrigérant, de s'écouler à travers la pluralité de barres de combustible 2, tout en ayant une tête de manipulation (non représentée) et cetera, disposée au-dessus du tube d'enveloppe 7. En outre, un intervalle entre les barres de combustible 2, adjacentes entre elles, est maintenu par l'agencement d'un dispositif d'espacement à fil (non représenté) enroulé autour de la surface de la barre de combustible. La barre de combustible 2 est constituée d'une pluralité de pastilles de combustible 10, dont chacune est obtenue en frittant un oxyde mixte (ci-après désigné par le terme "combustible MOX (oxyde mixte))", c'est-à-dire un mélange d'oxyde de plutonium (PO2) et d'oxyde d'uranium appauvri (UO2), les pastilles de combustible 10 étant versées dans une gaine de barre de combustible 4, destinée à être scellée, selon sa direction axiale. Pour les pastilles de combustible 10, l'utilisation n'est pas limitée au combustible MOX, et on peut utiliser un matériau contenant un combustible nucléaire tel que le Pu, et cetera. En outre, un bouchon d'extrémité supérieure 3 et un bouchon d'extrémité inférieure 9 sont disposés au niveau de l'extrémité supérieure de la barre de combustible 2 et l'extrémité inférieure de la barre de combustible 2, respectivement, pour sceller ainsi la gaine de barre de combustible 4. En outre, la barre de combustible 2 est prévue avec une région de plenum de gaz inférieure 6 disposée entre le bouchon d'extrémité inférieure 9 et l'extrémité inférieure d'une région de combustible 11 composée d'une pluralité de pastilles de combustible 10. La région de plenum de gaz inférieure 6 est un espace vide défini par la gaine de barre de combustible 4, amenant les gaz des produits de fission (produits de fission : FP) générés en raison de la fission nucléaire de la pastille de combustible 10, à être maintenus dans l'espace vide. Une longueur de la région de plenum de gaz inférieure 6 est déterminée de sorte que la contrainte appliquée sur la gaine de barre de combustible 4, attribuable à la pression interne des gaz des FP, est une limitation de conception ou moins, tout en maintenant tous les gaz des FP générés pendant une durée de vie du combustible. Comme représenté sur une vue agrandie d'une région A sur la figure 1, la région de plenum de gaz supérieure 5 est prévue entre le bouchon d'extrémité supérieure 3 et la région de combustible 11, sur un côté de la barre de combustible 2, adjacent à son extrémité supérieure. La région de plenum de gaz supérieure 5 est un espace défini par le tube de gaine de barre de combustible 4 et une rondelle Belleville 8 est disposée à l'intérieur de l'espace. La rondelle Belleville 8 a l'extrémité supérieure en butée contre la face inférieure du bouchon d'extrémité supérieure 3 et l'extrémité inférieure en butée contre la surface supérieure de la pastille de combustible 10 la plus haute de la région de combustible 11. Ce faisant, les positions respectives des pastilles de combustible 10 formant la région de combustible 11 sont maintenues par la force de dilatation de la rondelle Belleville 8 au moment du transport ou du transfert de l'assemblage combustible 1 destiné à être utilisé dans le réacteur à neutrons rapides. La figure 2 représente une vue en coupe longitudinale présentant des assemblages combustibles de réacteur à neutrons rapides 1 et 1' respectifs et une vue en coupe transversale d'un coeur de réacteur à neutrons rapides 21 dans lequel les assemblages combustibles 1 et 1' respectifs sont chargés. Comme représenté sur la vue en coupe transversale de la figure 2, le coeur de réacteur à neutrons rapides 21 comprend une région de combustible de coeur comprenant une région de combustible de coeur interne 22 et une région de combustible de coeur externe 23 entourant la région de combustible de coeur interne 22, conjointement avec une région de couverture radiale 24 et une région de protection neutronique 25. La région de couverture radiale 24 entoure la région de combustible de coeur, dans la direction radiale du coeur de réacteur à neutrons rapides 21, afin d'être adjacente à la région de combustible de coeur, et la région de protection neutronique 25 entoure la région de couverture radiale 24. Une barre de commande 26 comprend plusieurs barres d'absorbant de neutrons, dont chacune est obtenue en enfermant des pastilles de carbure de bore (B4C) dans une gaine en acier inoxydable, la barre de commande 26 étant réalisée en logeant ces barres d'absorbant de neutrons dans le tube d'enveloppe, de section hexagonale. En outre, la barre de commande 26 a une configuration de deux systèmes indépendants l'un de l'autre, comprenant un système de barre de commande principal et un système de barre de commande de réserve, cependant, la barre de commande 26 est illustrée sur la figure 2, sans faire de distinction entre les deux systèmes de barre de commande mentionnées ci-dessus. Sur la figure 2, l'enrichissement en Pu de l'assemblage combustible de réacteur à neutrons rapides 1' chargé dans la région de combustible de coeur externe 23 est rendu supérieur à l'enrichissement en Pu de l'assemblage combustible de réacteur à neutrons rapides 1 chargé dans la région de combustible de coeur interne 22. Les assemblages combustibles 1 et 1' respectifs sont identiques du point de vue de la forme, à l'assemblage combustible de réacteur à neutrons rapides 1, représenté sur la figure 1, cependant, si les pastilles de combustible 10' versées dans chacune des barres de combustible 2' à l'intérieur de l'assemblage combustible de réacteur à neutrons rapides 1' sont rendues supérieures du point de vue de l'enrichissement en Pu, ceci aplanit la répartition de puissance du coeur de réacteur à neutrons rapides 21, dans sa direction radiale. Maintenant, la figure 3 est une vue en coupe longitudinale du coeur de réacteur à neutrons rapides 21 dans lequel les assemblages combustibles de réacteur à neutrons rapides 1 et 1' respectifs, représentés sur la figure 2, sont chargés, présentant une plage du centre du coeur à son bord périphérique externe. Sur la figure 3, on présente un demi-coeur de réacteur, symétrique par rapport à l'axe central On du coeur de réacteur à neutrons rapides 21. Comme représenté sur la figure 3, la région de combustible 11 de l'assemblage combustible de réacteur à neutrons rapides 1 chargé dans la région de combustible de coeur interne 22 est identique par rapport à sa longueur, dans la direction de l'axe (021), à la région de combustible 11' de l'assemblage combustible de réacteur à neutrons rapides 1' chargé dans la région de combustible de coeur externe 23. Comme pour l'enrichissement en Pu du matériau fissile (un rapport en poids de Pu sur le métal lourd HM (HM pour l'anglais « Heavy Metal » ou métal lourd en français) total en poids), l'enrichissement en Pu de l'assemblage combustible de réacteur à neutrons rapides 1' est supérieur à l'enrichissement en Pu de l'assemblage combustible de réacteur à neutrons rapides 1, grâce à quoi, une sortie, dans la direction radiale du coeur, est rendue plus plate. Avec le coeur de réacteur à neutrons rapides 21 dans lequel les assemblages combustibles 1 et 1' respectifs, ayant la région de plenum de sodium 12 selon le présent mode de réalisation, sont chargés, comme décrit ci-dessus, en supposant qu'un débit du sodium liquide en tant que réfrigérant, chute dans le cas une défaillance et cetera, qui se produit sur une pompe, la température du sodium liquide à proximité des extrémités supérieures respectives des barres de combustible 2 et 2' augmente au degré le plus élevé. Pour cette raison, les neutrons générés dans les régions de combustible 11 et 11', respectivement, sont susceptibles de fuir vers le haut à cause d'une chute de densité du sodium liquide, en tant que réfrigérant de la région de plenum de sodium 12, ou d'une occurrence de vide, de sorte que ceci a l'effet de provoquer la réduction sensible de réactivité cavitaire. Avec un réacteur à neutrons rapide classique, une région de plenum de gaz est prévue au-dessous des barres de combustible à l'intérieur d'un assemblage combustible chargé dans un coeur, et c'est le cas avec les assemblages combustibles de réacteur à neutrons rapides 1 et 1' respectifs, selon le présent mode de réalisation. En outre, avec chacune des barres de combustible, un ressort hélicoïdal est disposé entre l'extrémité supérieure de chacune des pastilles de combustible et un bouchon d'extrémité supérieure, le ressort hélicoïdal étant prévu afin de maintenir la position des pastilles de combustible au moment du transport ou du transfert de l'assemblage combustible. Une longueur d'une région où le ressort hélicoïdal est disposé (la région de plenum de gaz supérieure), dans sa direction axiale, est de l'ordre de 10 cm. Le ressort hélicoïdal a une fonction consistant à maintenir les pastilles de combustible au moment du transfert de combustible à température ambiante avant 5 l'irradiation de combustible. En contraste, avec les assemblages combustibles de réacteur à neutrons rapides 1 et 1' respectifs, selon le présent mode de réalisation, la rondelle Belleville 8 réalisée en acier inoxydable est disposée dans la région de plenum de 10 gaz supérieure 5, comme décrit dans la partie précédente. Cela s'explique par le fait qu'il n'existe pas de besoin particulier pour la rondelle Belleville quand le réacteur à neutrons rapides est en fonctionnement, en se concentrant sur le rôle de la rondelle Belleville 8, qui est uniquement 15 utilisée pour maintenir la position des pastilles de combustible 10 au moment du transport ou du transfert des assemblages combustibles de réacteur à neutrons rapides 1 et 1' respectifs. Ainsi, avec l'adoption d'une configuration grâce à laquelle une force de dilatation peut être appliquée 20 sur les pastilles de combustible 10 par l'agencement de la rondelle Belleville 8, on peut obtenir une réduction de longueur de la région de plenum de gaz supérieure 5, dans sa direction axiale. Avec le présent mode de réalisation, la longueur de la région de plenum de gaz supérieure 25 direction axiale, est d'environ 2 cm. Comme décrit ci-dessus, plus la fraction de éléments structurels dans la région de plenum de petite, plus la réactivité cavitaire du réacteur rapides dans lequel les assemblages combustibles 1 5, dans sa volume des sodium est à neutrons et 1' sont 30 chargés, est petite. Par "pourcentage en volume des éléments structurels dans la région de plenum de sodium", on entend la fraction de volume des éléments structurels dans une région B entourée par une ligne de traits et pointillés représentée sur la figure 1, comme décrit dans la partie précédente, c'est-à- dire la fraction de région comprenant la bouchon d'extrémité 5 sodium 12. Par volume des éléments structurels dans une région de plenum de gaz supérieure 5, le supérieure 3 et la région de plenum de avec le présent mode de conséquent, réalisation, la longueur de la région de plenum de gaz supérieure 5 de la région de plenum de sodium 12, dans la direction axiale de la région de plenum de gaz supérieure 5, est réduite d'environ 10 cm dans le cas classique, à environ 2 10 cm (environ 1/5 de la longueur dans le passé, ou moins), réduisant ainsi la fraction de volume des éléments structurels. Ce faisant, la réactivité cavitaire est réduite, et même si l'on présume une défaillance de l'arrêt d'urgence, il est possible d'améliorer la sécurité au moment d'un 15 accident de perte de débit sans intervention des systèmes de protection (Perte de débit sans intervention des systèmes de protection : au moment de la ULOF - ULOF pour l'anglais « Unprotected Loss Of Flow ») accompagnant la défaillance de l'arrêt d'urgence. 20 Avec le présent mode de réalisation, la réactivité cavitaire peut être réduite en des éléments structurels dans En outre, étant donné que la réduisant la fraction de volume la région de plenum de sodium. réactivité cavitaire peut être réduite, la sécurité du réacteur à neutrons rapides peut être 25 améliorée même s'il se produit un événement, tel que la défaillance de l'arrêt d'urgence, et cetera. La figure 4 représente une vue en coupe longitudinale des assemblages combustibles destinés à être utilisés dans le 30 réacteur à neutrons rapides, selon un deuxième mode de réalisation de la présente invention et une vue en coupe transversale d'un coeur du réacteur à neutrons rapides dans lequel les assemblages combustibles sont chargés. Chacun des composants de la figure 4, identique à celui représenté sur les figures 1 et 2 respectivement, est désigné par un signe identique. Avec le premier mode de réalisation, les assemblages combustibles de réacteur à neutrons rapides 1 et 1', identiques du point de vue de la forme, sont chacun chargés dans la région de combustible de coeur interne 22 du coeur de réacteur à neutrons rapides, et la région de combustible de coeur externe 23, respectivement. En contraste, le présent mode de réalisation diffère du premier mode de réalisation en ce qu'un assemblage combustible de réacteur à neutrons rapides la chargé dans la région de combustible de coeur interne 22 diffère, du point de vue de la forme, d'un assemblage combustible de réacteur à neutrons rapides lb chargé dans la région de combustible de coeur externe 23. La répétition de la description dans le premier mode de réalisation est omise ci-après. Comme représenté sur la figure 4, avec l'assemblage combustible de réacteur à neutrons rapides la chargé dans la région de combustible de coeur interne 22 d'un coeur de réacteur à neutrons rapides 31, une pastille de couverture interne 32 composée d'uranium appauvri, utilisé en tant que combustible nucléaire, est disposée approximativement au-dessous du centre de la pluralité de pastilles de combustible 10 versées dans la gaine de barre de combustible 4 d'une barre de combustible 2a, dans la direction axiale de la pluralité de pastilles de combustible 10. Ce faisant, une région de combustible est divisée en une première région de combustible lla disposée au-dessus de la pastille de couverture interne 32 servant de limite, et en une seconde région de combustible lla' disposée au-dessous de la pastille de couverture interne 32. Le total des longueurs respectives de la première région de combustible 11a, de la pastille de couverture interne 32 et de la seconde région de combustible lla', dans leur direction axiale, est plus court qu'une longueur de la région de combustible 11 selon le premier mode de réalisation, dans sa direction axiale. Une position dans laquelle la pastille de couverture interne 32 est disposée, est de préférence approximativement 5 au-dessous du centre de la pluralité de pastilles de combustible 10, dans leur direction axiale ; la position de la pastille de couverture interne 32 n'est cependant pas nécessairement limitée à cette position, et la pastille de couverture interne 32 peut être disposée approximativement au 10 centre, dans la direction axiale, de la pluralité de pastilles de combustible 10. En outre, comme représenté sur la figure 4, un assemblage combustible de réacteur à neutrons rapides lb chargé dans la région de combustible de coeur externe 23 du coeur de réacteur à 15 neutrons rapides 31 a une région de combustible llb plus longue du point de vue de la longueur que la région de combustible 11 selon le premier mode de réalisation. C'est-à-dire que l'assemblage combustible de réacteur à neutrons rapides lb loge des barres de combustible 2b, dont chacune 20 comprend un plus grand nombre de pastilles de combustible 10 à verser dans la gaine de barre de combustible 4, par rapport à la barre de combustible 2 selon le premier mode de réalisation. La figure 5 représente une vue en coupe longitudinale du 25 coeur de réacteur à neutrons rapides 31 dans lequel les assemblages combustibles de réacteur à neutrons rapides la et lb respectifs, représentés sur la figure 4, sont chargés, illustrant une plage du centre du coeur au bord périphérique externe. Sur la figure 5, on présente un demi-coeur de réacteur 30 symétrique par rapport à un axe central On du coeur de réacteur à neutrons rapides 31. Comme représenté sur la figure 5, la pastille de couverture interne 32 composée d'uranium appauvri utilisé en tant que combustible nucléaire, est prévue entre la première région de combustible lia et la seconde région de combustible lia', dans la barre de combustible 2a, illustrée à la figure 7, logée dans l'assemblage combustible de réacteur à neutrons rapides la chargé dans le coeur de réacteur à neutrons rapides 31. Une longueur de la première région de combustible 11a, dans sa direction axiale (031), est plus longue qu'une longueur de la seconde région de combustible lia', dans sa direction axiale. Le total des longueurs respectives de la première région de combustible 11a, de la pastille de couverture interne 32 et de la seconde région de combustible lia', dans leur direction axiale, est plus court qu'une longueur de la barre de combustible 2 logée dans l'assemblage combustible de réacteur à neutrons rapides 1 chargé dans le coeur de réacteur à neutrons rapides 21 selon le premier mode de réalisation, dans la direction axiale de la région de combustible 11. En outre, une longueur de la barre de combustible 2b logée dans l'assemblage combustible de réacteur à neutrons rapides lb chargé dans la région de combustible de coeur externe 23, dans la direction axiale de la région de combustible 11b, est plus longue que le total des longueurs respectives de la première région de combustible 11a, de la pastille de couverture interne 32 et de la seconde région de combustible lia', dans leur direction axiale. La région de combustible de coeur interne 22 du coeur de réacteur à neutrons rapides 31, représentée sur la figure 5, comprend une région dans laquelle le matériau fissile, tel que le Pu, et cetera, n'est pas contenu (la pastille de couverture interne 32), disposée sensiblement au-dessous du centre de la région de combustible de coeur interne 22, dans sa direction axiale, de sorte qu'une sortie de la région de combustible de coeur interne 22 est faible, et que, par conséquent, la densité de flux de neutrons à proximité de l'extrémité supérieure de la première région de combustible lia contenant du Pu et cetera, est élevée. Par conséquent, en supposant que l'ébullition du sodium liquide en tant que réfrigérant, ait lieu, le nombre de neutrons fuyant par les pastilles de combustible 10 dans la première région de combustible 11a vers la région de plenum de sodium 12 augmente, de sorte que la réactivité cavitaire peut être davantage réduite par rapport au coeur de réacteur à neutrons rapides 21 selon le premier mode de réalisation, représenté sur la figure 3. La figure 6 est une vue représentant une relation entre la longueur de la région de plénum de gaz supérieure et la réactivité cavitaire du sodium. La figure 6 est une vue représentant l'évaluation analytique de l'effet de réduction dans la réactivité cavitaire, selon le présent mode de réalisation. Un procédé d'analyse utilisé lors de l'évaluation est le suivant. En général, une réaction nucléaire dans un réacteur atomique est commandée par l'équation de transport de Boltzmann commandant les comportements respectifs des neutrons dans l'espace et les régions énergétiques respectives. Dans le calcul du coeur d'un réacteur à neutrons rapides normal, l'équation de transport décrite ci-dessus est souvent réalisée à l'aide d'un code d'analyse selon une équation de diffusion de neutrons basée sur l'approximation de diffusion, moyennant quoi si l'équation de transport décrite ci-dessus est proportionnelle au gradient d'un écoulement de flux de neutrons (unité : le nombre de neutrons pour 1 cm2 pendant 1 sec), il en découle l'approximation. En outre, pour mener à bien le calcul de conception du réacteur à neutrons rapides au Japon, on utilise souvent un ensemble de données nucléaires du groupe 70 pour le réacteur à neutrons rapides, comprenant des groupes énergétiques de 70 pièces tels que discrétisés à l'aide de la répartition d'énergie du flux nucléaire de réacteur à neutrons rapides standard sur la base de la dernière bibliothèque JENDL - 4.0 mise à jour au Japon, parmi une bibliothèque transversale construite en systématisant des données, telles que les sections transversales de neutrons (unité : 1/cm2), et cetera en tant que probabilité de réaction entre le neutron et l'isotope de l'un quelconque des combustibles nucléaires, tels que le Pu, et cetera (239Pu, 240Pu, 238U, 237 Np, 241Am, et cetera), les matériaux structurels de réacteur atomique (Fe, et cetera) et un réfrigérant (23Na), et cetera. Une approche analytique dirigée vers le réacteur à neutrons rapides décrit dans la partie précédente a été vérifiée par l'installation expérimentale critique de réacteur à neutrons rapides hors du Japon ainsi qu'au Japon, et l'analyse expérimentale critique d'un véritable réacteur à neutrons rapides en fonctionnement. La répartition de flux nucléaire est trouvée en résolvant par voie numérique l'équation de diffusion de neutrons, moyennant quoi un système de coeur de réacteur, représenté sur les figures 4 et 5, respectivement, est spatialement discrétisé à l'aide de la méthode des différences finies à discrétiser, en les 70 groupes en réponse à l'ensemble des données nucléaires, après quoi une section transversale moyenne des surfaces respectives de nombreux nucléides isotopes composant le coeur de réacteur est trouvée à l'aide de la densité de nombre des nucléides respectifs, et le produit de la section transversale moyenne et du flux nucléaire, trouvé comme ci-dessus, sont intégrés en termes d'espace et d'énergie pour calculer ainsi un taux de réaction pour différentes réactions nucléaires. Sur la figure 6, une longueur de la région de plenum de gaz supérieure 5 du coeur de réacteur à neutrons rapides 31, dans sa direction axiale, est utilisée en tant que paramètre. En supposant qu'il existe un cas dans lequel le sodium liquide en tant que réfrigérant ne bout pas au moment du fonctionnement normal et un cas dans lequel le sodium liquide dans le tube d'enveloppe 7 a bouilli sur l'hypothèse qu'il se produit un cas d'accident de perte de débit sans intervention des systèmes de protection (ULOF), l'équation de diffusion de neutrons décrite ci-dessus est résolue dans les cas respectifs pour trouver un facteur de multiplication de neutrons effectif avant l'ébullition et le même après l'ébullition, calculant ainsi la réactivité cavitaire sur la base d'une différence entre eux. La longueur (cm) de la région de plénum de gaz supérieure 10 représentée sur l'axe horizontal indique une distance entre la surface supérieure de la pastille de combustible 10 la plus haute (l'extrémité supérieure de la première région de combustible 11a) et la face inférieure du bouchon d'extrémité supérieure 3, dans sa direction axiale. En outre, la 15 réactivité cavitaire du sodium représentée sur l'axe vertical indique la réactivité cavitaire du sodium (unité : $ (dollar)) dans le cas dans lequel le sodium liquide en tant que réfrigérant, à l'intérieur du tube d'enveloppe 7 a bouilli (vide inversé), le tube d'enveloppe 7 étant dans la région de 20 combustible du coeur de réacteur à neutrons rapides 31 selon le présent mode de réalisation, comprenant la pastille de couverture interne 32, (la région dans laquelle la première région de combustible 11a, la pastille de couverture interne 32 et la seconde région de combustible 11a' sont combinées 25 ensemble) et la région de plenum de sodium 12. On décrit maintenant ci-dessous l'unité ($) de la réactivité cavitaire du sodium. Le neutron généré en raison de la fission nucléaire comprend deux espèces, l'une étant un neutron instantané ayant une durée de vie de l'ordre de 10-4s 30 (seconde), et l'autre étant un neutron retardé ayant une durée de vie de plusieurs dizaines de secondes, en fonction d'un nucléide. En supposant qu'un réacteur atomique doté uniquement de neutrons instantanés devient critique, la réactivité sera de l'ordre de 10-4 s, c'est-à-dire qu'une sortie subit la fluctuation, de sorte que la commande de réactivité à l'aide d'un équipement mécanique, tel qu'une barre de commande 26, et cetera, sera difficile à exécuter. En réalité, il y a cependant des neutrons retardés, de sorte que si la variation de réactivité est inférieure à un rapport du nombre de neutrons retardés sur le nombre de neutrons au total (ceci est désigné sous le terme de fraction efficace de neutrons retardés, désignée par eff), la commande à l'aide de l'équipement mécanique est suffisamment atteinte. La variation de réactivité, correspondant juste à la fraction efficace de neutrons retardés (F3eff), est désignée comme étant de 1 dollar ($), adoptée comme étant l'échelle de réactivité. Au contraire, si la réactivité d'insertion dépasse 1,0 $ en raison du retrait erroné d'une barre de commande et cetera, ceci correspond au cas d'un réacteur nucléaire uniquement avec des neutrons instantanés, amenant ainsi le réacteur nucléaire à devenir supercritique, de sorte que la commande mécanique est incapable d'en tirer parti, et il se produit une possibilité que la rupture d'élément combustible et cetera se produise. Maintenant, à nouveau en référence à la figure 6, dans le cas dans lequel la longueur de la région de plenum de gaz supérieure classique, dans sa direction axiale, est d'environ 25 10 cm, comme décrit dans la partie précédente, la réactivité cavitaire du sodium sera d'environ 1,3 $. Avec l'assemblage combustible de réacteur à neutrons rapides la selon le présent mode de réalisation, la longueur de la région de plenum de gaz supérieure, dans sa direction axiale, est cependant d'environ 30 2 cm, et la réactivité cavitaire du sodium sera d'environ 0,3 $. Par conséquent, la figure 6 représente que si l'assemblage combustible de réacteur à neutrons rapides la selon le présent mode de réalisation est chargé dans le coeur de réacteur à neutrons rapides 31, on pourra réduire la réactivité cavitaire du sodium d'environ 1,0 $, par rapport au cas dans lequel on utilise l'assemblage combustible de réacteur à neutrons rapides classique. Selon le présent mode de réalisation, la réactivité cavitaire du sodium peut être davantage réduite, par rapport au premier mode de réalisation. En outre, avec le présent mode de réalisation, la longueur totale de la barre de combustible 2a est raccourcie d'environ 8 cm (une partie coupée de la longueur de la région de plenum de gaz supérieure 5, dans sa direction axiale), par rapport au cas classique, comme décrit ci-dessus, permettant ainsi de gagner également un effet secondaire de réduction de perte de pression du coeur. La figure 7 représente une vue en coupe longitudinale d'une barre de combustible, en tant que composant d'un assemblage combustible de réacteur à neutrons rapides, selon un troisième mode de réalisation de la présente invention. En contraste par rapport au premier mode de réalisation et au deuxième mode de réalisation, respectivement, lorsque la rondelle Belleville 8 est disposée dans la région de plenum de gaz supérieure 5, le présent mode de réalisation diffère de ces modes de réalisation, en ce que la rondelle Belleville 8 n'est pas disposée dans la région de plenum de gaz supérieure 5, et la longueur de la région de plenum de gaz supérieure 5 est davantage raccourcie. Sur la figure 7, des composants respectifs identiques à ceux du premier mode de réalisation et du deuxième mode de réalisation, respectivement, sont chacun désignés par un signe identique à celui utilisé dans les premier et deuxième modes de réalisation, respectivement. Avec plusieurs longueurs de barres de combustible 2a logées dans l'assemblage combustible de réacteur à neutrons rapides, la barre de combustible 2a ne comprend pas d'élément structurel disposé dans une partie d'une région de plénum de gaz supérieure 5, prise en sandwich entre la face inférieure d'un bouchon d'extrémité supérieure 3 et la surface supérieure de la pastille de combustible la plus haute 10 d'une région de combustible 11 (l'extrémité supérieure de la région de combustible 11), la région de plenum de gaz supérieure 5 étant un espace vide défini par une gaine de barre de combustible 4, comme représenté sur la figure 7. Avec le présent mode de réalisation, une longueur L de la région de plenum de gaz supérieure 5 est déterminée en prenant en considération une différence de coefficient de dilatation thermique entre la gaine de barre de combustible 4 réalisée à partir d'acier inoxydable et la pastille de combustible 10 contenant un combustible nucléaire tel que le Pu, et cetera. Plus spécifiquement, la dilatation thermique de la pastille de combustible 10 et la dilatation thermique de la gaine de barre de combustible 4 sont décrites ci-dessous. En supposant qu'une longueur de la région de combustible 20 11 formée par la pluralité de pastilles de combustible 10, dont chacune contient le combustible nucléaire, tel que le Pu, et cetera, est de 100 cm, à titre de taille normale, une quantité de dilatation thermique de la pastille de combustible 10 est donnée comme suit, si la dilatation thermique 25 attribuable à la variation de température par rapport à une température normale en passant par un état de puissance nominale est prise en considération : 10-5 (1 / K) x 100 (cm) x 1000 (K) = 1 cm, alors qu'une quantité de dilatation thermique de la gaine de barre de 30 combustible 4 est donnée comme suit : 1,75 x 10-5 (1 / K) x 100 (cm) x 450 (K) = 0,8 cm. Par conséquent, si la longueur L de la région de plenum de gaz supérieure 5 est de 0,2 cm, il sera possible d'absorber une différence de longueur d'allongement (quantité de dilatation thermique) accompagnant la dilatation thermique des pastilles de combustible 10 et la dilatation thermique de la gaine de barre de combustible 4, respectivement. En outre, si une longueur de la région de plenum de gaz supérieure 5 entre la surface supérieure et la pastille de combustible 10 la plus haute (l'extrémité supérieure de la première région de combustible 11a) et le bouchon terminal supérieur 3, dans sa direction axiale, est de l'ordre de 0,2 cm, une course de mouvement sera limitée à 0,2 cm même dans le cas dans lequel il se produit un évènement moyennant quoi une pastille de combustible 10 se déplace temporairement vers la face inférieure du bouchon terminal supérieur 3 pour venir en contact avec ce dernier, à l'intérieur de la gaine de barre de combustible 4, au moment du transfert ou du transport de l'assemblage combustible de réacteur à neutrons rapides logeant la pluralité de longueurs des barres de combustible 2a logées à l'intérieur d'un tube d'enveloppe 7. Par conséquent, même si une pastille de combustible 10 entre en collision contre le bouchon terminal supérieur 3, on conserve l'équilibre de la pastille de combustible 10. Par conséquent, avec le premier mode de réalisation, on a adopté une configuration dans laquelle la longueur de la région de plenum de gaz supérieure 5, dans sa direction axiale, est raccourcie d'environ 2 cm à environ 0,2 cm (1/10) par rapport au cas du premier mode de réalisation et du deuxième mode de réalisation, respectivement, et aucun élément structurel n'est disposé dans la région de plenum de gaz supérieure 5. Ce faisant, une fraction de volume des éléments structurels dans la région de plenum de sodium peut être davantage réduite. Selon le présent mode de réalisation, le pourcentage en volume des éléments structurels dans la région de plenum de sodium peut être davantage réduit, par rapport au cas du premier mode de réalisation et du deuxième mode de réalisation, respectivement et la réactivité cavitaire peut être davantage réduite. En outre, il est possible de réaliser un coeur de réacteur à neutrons rapides capable de réduire la réactivité cavitaire par l'application de la barre de combustible 2a selon le présent mode de réalisation, sur les assemblages combustibles de réacteur à neutrons rapides 1 et 1' respectifs qui sont chargés dans le coeur de réacteur à neutrons rapides 21 représenté sur la figure 2 ou les assemblages combustibles de réacteur à neutrons rapides la et lb respectifs qui sont chargés dans le coeur de réacteur à neutrons rapides 31 représenté sur la figure 4. Encore en outre, avec le premier mode de réalisation et le deuxième mode de réalisation, on a adopté une configuration dans laquelle la rondelle Belleville 8 réalisée à partir d'acier inoxydable est disposée dans la région de plenum de gaz supérieure 5, cependant, à la place de cette configuration, on peut utiliser un ressort en volute, de la laine d'acier, et cetera, pourvu qu'une fonction similaire soit réalisée. Il faut comprendre que l'invention n'est pas limitée aux modes de réalisation respectifs décrits dans la partie précédente et que des variantes peuvent y être apportées sans pour autant s'écarter de la portée de l'invention. Par exemple, ces modes de réalisation sont décrits à des fins illustratives uniquement, pour rendre la description plus compréhensive, mais l'invention peut ne pas être nécessairement limitée aux modes de réalisation ayant une configuration complète, telle que décrite. En outre, une partie de la configuration d'un certain mode de réalisation peut être remplacée par la configuration d'un autre mode de réalisation, et la configuration d'un autre mode de réalisation peut être ajoutée à la configuration d'un certain mode de réalisation. En outre, l'ajout, la suppression, le remplacement, à l'aide d'une autre configuration, peuvent être appliqués sur une partie de la configuration pour les modes de réalisation respectifs. REVENDICATIONS1. Assemblage combustible (1) destiné à être utilisé dans un réacteur à neutrons rapides, chargé dans un coeur 5 de réacteur (21), réalisé en reliant une pluralité de longueurs de barres de combustible (2) en un faisceau destiné à être logé dans un tube d'enveloppe (7), chaque barre de combustible (2) étant formée en remplissant une gaine de barre de combustible (4) avec des pastilles de 10 combustible (10), dont chacune contient un matériau combustible nucléaire, l'assemblage combustible (1) comprenant : une région de plenum de sodium (12) définie par le tube d'enveloppe (7), prévu au-dessus d'un bouchon 15 d'extrémité supérieure (3) de chacune de la pluralité de barres de combustible (2), caractérisé en ce que chacune de la pluralité de barres de combustible (2) comprend une région de plenum de gaz supérieure (5) définie par la gaine de barre de 20 combustible (4) et une rondelle Belleville (8) disposée dans la région de plenum de gaz supérieure (5), prévue entre l'extrémité supérieure de la région de combustible (11) formée par la pluralité de pastilles de combustible (10) et le bouchon d'extrémité supérieure (3). 25 2. Assemblage combustible (1) destiné à être utilisé dans un réacteur a neutrons rapides selon la revendication 1, dans lequel chacune de la pluralité de barres de combustible (3) comprend une pastille de couverture interne (32) composée d'uranium appauvri 30 utilisé en tant que combustible nucléaire, disposéesensiblement au-dessous du centre de la région de combustible (11). 3. Assemblage combustible (1) destiné à être utilisé dans un réacteur à neutrons rapides, chargé dans le coeur (21) d'un réacteur à neutrons rapides, réalisé en reliant une pluralité de barres de combustible (2) en un faisceau destiné à être logé dans un tube d'enveloppe (7), chaque barre de combustible (2) étant formée en remplissant une gaine de barre de combustible (4) avec des pastilles de combustible (10) contenant un matériau de combustible nucléaire, l'assemblage combustible comprenant : une région de plenum de sodium (12) définie par le tube d'enveloppe (7), prévue au-dessus d'un bouchon d'extrémité supérieure (3) de chacune de la pluralité de 15 barres de combustible (2a), dans lequel chacune de la pluralité de barres de combustible (2a) comprend une région de plenum de gaz supérieure (5) définie par la gaine de barre de combustible (4), prévue entre l'extrémité supérieure de 20 la région de combustible (11) formée par la pluralité de pastilles de combustible (10) et le bouchon d'extrémité supérieure (3), et une longueur de la région de plenum de gaz supérieure (5) dans sa direction axiale, est définie sur la base d'une différence de quantité de dilatation 25 thermique entre les pastilles de combustible (10) et la gaine de barre de combustible (4). 4. Assemblage combustible (1) destiné à être utilisé dans un réacteur a neutrons rapides selon la revendication 3, dans lequel chacune de la pluralité de 30 barres de combustible (2a) comprend une région de plenum de gaz inférieure (6) définie par la gaine de barre decombustible (4), prévue entre l'extrémité inférieure de la région de combustible (11) et un bouchon d'extrémité inférieure (9). 5. Coeur de réacteur (21) d'un réacteur à neutrons 5 rapides comprenant: une région de combustible de coeur interne (22) ; une région de combustible de coeur externe (23) entourant la région de combustible de coeur interne (22) ; une région de couverture radiale (24) entourant la 10 région de combustible de coeur externe (23) ; et une région de protection neutronique (25) entourant la région de couverture radiale (24), le coeur de réacteur (21) comprenant un assemblage combustible (1) chargé dans la région de combustible de coeur interne (22) et la 15 région de combustible de coeur externe (23), respectivement, le coeur de réacteur (21) comprenant un assemblage combustible (1) chargé dans la région de combustible de coeur interne (22) et la région de combustible de coeur externe (23), respectivement, 20 l'assemblage combustible (1) étant réalisé en reliant une pluralité de barres de combustible (2) en un faisceau destiné à être logé dans un tube d'enveloppe (7), chaque barre de combustible (2) étant formée en remplissant une gaine de barre de combustible (4) à l'aide de pastilles 25 de combustible (10), dont chacune contient un matériau de combustible nucléaire, caractérisé en ce que les barres de combustible (2) comprennent chacune une région de plenum de gaz supérieure (5) définie par la gaine de barre de 30 combustible (4) et une rondelle Belleville (8) disposée dans la région de plenum de gaz supérieure (5), entrel'extrémité supérieure de la région de combustible (11) formée par la pluralité de pastilles de combustible(10) et un bouchon d'extrémité supérieure (3). 6. Coeur de réacteur (21) d'un réacteur à neutrons 5 rapides selon la revendication 5, dans lequel une longueur de chacune des barres de combustible (2) logées dans l'assemblage combustible (1) chargé dans la région de combustible de coeur interne (22), dans la direction axiale de la région de combustible, est égale à une 10 longueur de chacune des barres de combustible (2) logées dans l'assemblage combustible (1) chargé dans la région de combustible de coeur externe (23), dans la direction axiale de la région de combustible. 7. Coeur de réacteur(21) d'un réacteur à neutrons 15 rapides selon la revendication 6, dans lequel l'enrichissement en Pu de l'assemblage combustible (1) chargé dans la région de combustible de coeur externe (23) est supérieur à l'enrichissement en Pu de l'assemblage combustible (1) chargé dans la région de combustible de 20 coeur interne (22). 8. Coeur de réacteur (21) d'un réacteur à neutrons rapides selon la revendication 5, dans lequel une longueur de chacune des barres de combustible (2) logées dans l'assemblage combustible (1) chargé dans la région 25 de combustible de coeur externe (23), dans la direction axiale de la région de combustible, est plus longue qu'une longueur de chacune des barres de combustible (2) logées dans l'assemblage combustible (1) chargé dans la région de combustible de coeur interne (22), dans la 30 direction axiale de la région de combustible. 9. Coeur de réacteur (21) d'un réacteur à neutrons rapides selon la revendication 8, dans lequel chacune de la pluralité de barres de combustible (2) logées dans l'assemblage combustible (1) chargé dans la région de 5 combustible de coeur interne (22), comprend une pastille de couverture interne (32) composée d'uranium appauvri utilisé en tant que combustible nucléaire, la pastille de couverture interne (32) étant disposée sensiblement au-dessous du centre de la région 10 de combustible (11).