Brevet FR3056814A1 — publié le 20180330

ASSEMBLAGE COMBUSTIBLE POUR REACTEUR A EAU LEGERE, COEUR DU REACTEUR A EAU LEGERE ET PROCEDE DE FABRICATION D'UN ASSEMBLAGE COMBUSTIBLE MOX Dans son domaine, les modes de réalisation de la présente invention se rapportent à un assemblage de combustible pour réacteur à eau légère, à un coeur de réacteur à eau légère et à un procédé de production d'assemblage de combustible MOX. En arrière plan, en général, pour un combustible pour réacteur à eau légère et un coeur de réacteur à eau légère, le combustible est conçu de telle manière que l'excès de réactivité devient nul à la fin d'un cycle de fonctionnement (qui est appelé fin de cycle EOC, ou fin de cycle de fonctionnement). D'une telle manière, le réacteur nucléaire est utilisé. Dans un réacteur à eau bouillante (appelé réacteur REB), les concentrations en poison consommable tel que l'oxyde de gadolinium sont ajustées d'une telle manière que la capacité d'absorption des neutrons tombe à zéro à la fm de cycle EOC. Dans le cas d'un coeur de chargement initial qui est un coeur de premier cycle de fonctionnement d'un réacteur REB, il existe un exemple dans lequel les poisons consommables de certains de combustibles en faible proportion sont brûlés de manière à être laissés intentionnellement sous forme de résidus à la fin de cycle EOC et les restes de combustible sont utilisés pour compenser un manque d'excès de réactivité de telle sorte que les propriétés thermiques du coeur sont améliorées. 3056814 2 Dans un réacteur à eau pressurisée (appelé réacteur REP), les concentrations en acide borique en compensateur chimique sont ajustées d'une telle manière que les concentrations deviennent nulles à la fin de cycle EOC. L'enrichissement de matière fissile est ajusté en fonction d'un taux de 5 combustion de déchargement objectif (qui est un synonyme pour le taux de combustion réalisé, dans ce cas) ou d'autres facteurs. Un niveau d'enrichissement inutilement élevé n'est pas utilisé. Le combustible usé du réacteur à eau légère comporte des isotopes d'uranium, des isotopes de plutonium, et des actinides mineurs. Ces substances 10 sont toxiques compte tenu qu'elles provoquent une exposition interne. Dans certains cas, la radiotoxicité potentielle est utilisée comme indicateur afin de représenter leur degré de toxicité. Parmi les actinides mineurs, le curium-244 (désigné par Cm244) conserve la toxicité la plus élevée jusqu'à 10 ans environ après l'arrêt du réacteur. 15 Certains réacteurs à eau légère utilisent, en tant que combustible, des pastilles, chacune contenant à la fois des oxydes de plutonium et des oxydes d'uranium qui sont obtenus en résultat d'un retraitement de combustible usagé à partir de réacteurs à eau légère. Un autre réacteur à eau légère utilise un combustible à base d'oxydes mélangés (combustible MOX) qui contient un niveau 20 d'uranium-235 enrichi en oxydes d'uranium supérieur ou pratiquement égal à celui de l'uranium naturel. Lors de l'utilisation d'uranium enrichi en tant que matériau de base avec un combustible d'oxydes mélangés, il existe aussi un exemple qui augmente le degré d'enrichissement d'uranium du matériau de base au maximum de 17 %, et l'utilise de manière répétée deux fois ou plus en utilisant le plutonium obtenu par retraitement de l'uranium enrichi usé avec le réacteur à eau légère. Dans le recyclage de combustible nucléaire, les éléments combustibles de réacteur à eau légère mentionnés précédemment et les éléments combustibles usés dans le coeur de réacteur à eau légère sont retraités après avoir été déchargés du coeur. Au moyen de ce retraitement, les isotopes d'uranium et les isotopes de plutonium sont extraits en vue de leur réutilisation, alors que les actinides mineurs 3056814 3 sont rejetés sous la forme de déchets fortement radioactifs. Puisque les actinides mineurs sont fortement toxiques, des types particulièrement toxiques d'actinides mineurs sont séparés par un procédé de retraitement connu en tant que partitionnement. Les actinides mineurs séparés sont brûlés dans un réacteur à 5 neutrons rapides après avoir été ajoutés au combustible MOX ; ou l'irradiation par un accélérateur est mise en oeuvre avec des actinides mineurs en tant que cibles, les transformant ainsi en nucléides faiblement toxique. De cette manière, ce que l'on appelle le partitionnement et la transmutation sont considérés. 10 Si un cycle "à stockage direct" est adopté plutôt que de recyclage du combustible nucléaire, les rejets finaux de combustible usé sont mis en oeuvre. Ici, dans ce dernier cas, un traitement tel que de séparation et conversion mentionné précédemment est impossible. Dans le premier cas, les séparation et conversion nécessitent une 15 technologie de retraitement évoluée, de même que des réacteurs à neutrons rapides et accélérateurs spécifiques. Un autre problème est que le développement et la construction de la technologie sont longs et très coûteux. Dans le dernier cas, la séparation des actinides mineurs n'est pas mise en oeuvre et la toxicité des actinides mineurs n'est, par conséquent, pas réduite. Par conséquent, le 20 développement d'une technologie capable de réduire la toxicité sans conduire à des séparation et conversion est désiré. Afin de résoudre les problèmes cités précédemment, il est créé des assemblages de combustible pour réacteur à eau légère comprenant chacun : des barres de combustible pour réacteur à eau légère qui s'étendent longitudinalement, 25 contiennent des matériaux combustibles nucléaires comportant de l'uranium enrichi, et sont agencées parallèlement les unes aux autres ; et des barres de combustible contenant du poison consommable qui s'étendent longitudinalement, contiennent des matériaux combustibles nucléaires dont le composant principal est de l'uranium qui présente un enrichissement inférieur à l'uranium enrichi des 30 barres de combustible pour réacteur à eau légère, et du poison consommable, et sont agencées suivant un profil en treillis ensemble avec les barres de combustible 3056814 4 pour réacteur à eau légère, dans lequel les assemblages sont agencés parallèlement les uns aux autres et suivant un profil en treillis, une valeur initiale d'un premier enrichissement de l'uranium enrichi est définie d'une telle manière que le premier enrichissement de l'uranium enrichi à une fin de chaque cycle de fonctionnement 5 est supérieur à une valeur prédéterminée. De préférence, la valeur initiale d'un premier enrichissement de l'uranium enrichi est définie d'une telle manière que l'excès de réactivité à une fin de chaque cycle de fonctionnement est supérieur à une valeur positive prédéterminée. De préférence, la valeur positive prédéterminée est égale à 0,3 %AL 10 De préférence, un deuxième enrichissement de l'uranium enrichi est défini d'une telle manière que l'excès de réactivité à une fin de chaque cycle de fonctionnement devient nul ; et, le premier enrichissement est défini à un niveau supérieur à l'enrichissement de l'uranium d'assemblages de combustible d'uranium normaux qui comportent des barres de combustible contenant du poison 15 consommable, qui contiennent du poison consommable à une deuxième concentration. De préférence, une première concentration en poisons consommables qui sont contenus dans chacune des barres de combustible contenant du poison consommable est supérieure à la deuxième concentration, en fonction du premier 20 enrichissement. La présente invention se rapporte, en outre, à un coeur de réacteur à eau légère comprenant : les assemblages de combustible de réacteur à eau légère mentionnés ci-dessus ; et des barres de commande qui sont placées dans un treillis des assemblages de combustible pour réacteur à eau légère. 25 La présente invention se rapporte aussi à un procédé de production d'assemblage de combustible pour réacteur à eau légère comprenant : une étape de définition de condition destinée à définir des conditions concernant au moins une période de cycle de fonctionnement et un taux de combustion ; une étape de définition d'enrichissement destinée à définir un enrichissement initial d'uranium 30 enrichi ; une étape de calcul de taux de combustion destinée à calculer un excès de réactivité d'un coeur de réacteur à eau légère dans lequel des assemblages de 3056814 5- combustible pour réacteur à eau légère comportant l'uranium enrichi sont brûlés jusqu'à un stade final d'un cycle de fonctionnement final ; une étape de détermination destinée à déterminer si une condition dans laquelle un excès de réactivité à une fm d'un premier cycle de fonctionnement dans l'étape de calcul de 5 taux de combustion est proche d'une valeur positive prédéterminée, est vraie ou non ; et une étape de décision de retour à l'étape de définition d'enrichissement lorsqu'il est déterminé à l'étape de détermination que la situation n'est pas vraie ou de décision d'un enrichissement de l'uranium enrichi lorsqu'il est déterminé que la situation est vraie. 10 La présente invention se rapporte, en outre, à un procédé de production d'assemblage de combustible MOX comprenant : une étape de combustion nucléaire destinée à assurer la combustion des assemblages de combustible pour réacteur à eau légère dans un coeur de réacteur à eau légère jusqu'à un stade final d'un cycle de fonctionnement final ; une étape d'extraction et de séparation 15 destinée à décharger les assemblages de combustible pour réacteur à eau légère qui ont été brûlés à l'étape de combustion nucléaire et à extraire et isoler l'uranium par retraitement ainsi qu'à obtenir l'uranium brûlé extrait ; et une étape de production de combustible MOX destinée à mélanger de l'uranium brûlé extrait et du plutonium afin de produire du combustible oxydé mélangé, dans lequel un 20 enrichissement de l'uranium brûlé extrait est supérieur à un enrichissement de l'uranium qui est extrait et séparé par retraitement des assemblages de combustible d'uranium normaux dont l'enrichissement est défini d'une telle manière que l'excès de réactivité à une fm de chaque cycle de fonctionnement devient nul, et l'enrichissement du plutonium qui doit être mélangé à l'uranium brûlé extrait est, 25 par conséquent, inférieur à l'enrichissement de plutonium qui devrait être mélangé dans un cas où l'uranium qui est extrait et séparé par retraitement des assemblages de combustible d'uranium normaux. Une brève description des figures va maintenant être donnée. La figure 1 est une vue en plan montrant la configuration du coeur d'un 30 réacteur à eau légère selon un premier mode de réalisation. La figure 2 est une vue en coupe transversale montrant la configuration d'un 3056814 6- assemblage de combustible pour réacteur à eau légère selon le premier mode de réalisation. La figure 3 est une vue en élévation partiellement en coupe transversale montrant la configuration d'une barre de combustible pour réacteur à eau légère 5 selon le premier mode de réalisation. La figure 4 est un tableau de comparaison de spécifications du présent mode de réalisation et de l'exemple comparatif présentant des procédés classiques. La figure 5 est un graphe se rapportant aux assemblages de combustible pour réacteur à eau légère du premier mode de réalisation et aux assemblages de 10 combustible d'uranium normaux de l'exemple comparatif, montrant une comparaison de variations du facteur de multiplication à l'infini en réponse à une augmentation sur le taux de combustion. La figure 6 est un algorithme montrant principalement la procédure d'un procédé de définition, une partie d'un procédé de production d'assemblage de 15 combustible pour réacteur à eau légère du présent mode de réalisation. La figure 7 est un graphe se rapportant à des assemblages de combustible pour réacteur à eau légère du présent mode de réalisation et des assemblages de combustible d'uranium normaux de l'exemple comparatif, montrant une comparaison de la masse globale des actinides mineurs (AM) à un stade final d'un 20 cycle de fonctionnement. La figure 8 est un graphe montrant une comparaison en masse de l'Am243 à la phase finale d'un cycle de fonctionnement. La figure 9 est un graphe se rapportant à des assemblages de combustible pour réacteur à eau légère du présent mode de réalisation et des assemblages de 25 combustible d'uranium normaux de l'exemple comparatif, montrant une comparaison en masse du Cm244 au stade final d'un cycle de fonctionnement. La figure 10 est un graphe montrant des caractéristiques dépendant de l'enrichissement d'uranium initial, du rapport de masse global des éléments transuraniens au stade final d'un cycle de fonctionnement d'assemblages de 30 combustible pour réacteur à eau légère du présent mode de réalisation sur des combustibles d'uranium normaux de l'exemple comparatif. 3056814 7 La figure 11 est un graphe montrant des caractéristiques dépendant de l'enrichissement d'uranium initial, du rapport de masse de tous les actinides mineurs au stade final d'un cycle de fonctionnement des assemblages de combustible pour réacteur à eau légère du présent mode de réalisation sur des 5 assemblages de combustible d'uranium normaux de l'exemple comparatif. La figure 12 est un graphe montrant les caractéristiques dépendant de l'enrichissement d'uranium initial, du rapport de masse de l'uranium-235 au stade final d'un cycle de fonctionnement des assemblages de combustible pour réacteur à eau légère sur la masse de métal lourd initiale. 10 La figure 13 est un algorithme montrant la procédure d'un procédé de production d'assemblage de combustible MOX selon le deuxième mode de réalisation. La figure 14 est un tableau de comparaison entre des spécifications d'assemblages de combustible pour réacteur à eau légère d'un troisième mode de 15 réalisation et celles d'assemblages de combustible d'uranium normaux de l'exemple comparatif. La figure 15 est un graphe se rapportant à des assemblages de combustible pour réacteur à eau légère du troisième mode de réalisation et des assemblages de combustible d'uranium normaux de l'exemple comparatif, montrant une 20 comparaison entre une augmentation du taux de combustion et une variation sur le facteur de multiplication à l'infini. Une description détaillée va être faite des modes de réalisation de la présente invention qui ont été réalisés afin de résoudre les problèmes précédents. Leur objectif est de réduire l'occurrence des actinides mineurs dans un réacteur à 25 eau légère. Selon un mode de réalisation, il est créé des assemblages de combustible pour réacteur à eau légère comprenant chacun : des barres de combustible pour réacteur à eau légère qui s'étendent longitudinalement, contiennent des matériaux combustibles nucléaires comportant de l'uranium enrichi, et sont agencées 30 parallèlement les unes aux autres ; et des barres de combustible contenant du poison consommable qui s'étendent longitudinalement, contiennent des matériaux 3056814 8 combustibles nucléaires dont le composant principal est de l'uranium qui présente un enrichissement inférieur à l'uranium enrichi des barres de combustible pour réacteur à eau légère, et du poison consommable, et sont agencées suivant un profil en treillis ensemble avec les barres de combustible pour réacteur à eau 5 légère, dans lequel les assemblages sont agencés parallèlement les uns aux autres et suivant un profil en treillis, une valeur initiale d'un premier enrichissement de l'uranium enrichi est définie d'une telle manière que le premier enrichissement de l'uranium enrichi à une fin de chaque cycle de fonctionnement est supérieur à une valeur prédéterminée. 10 Selon un autre mode de réalisation, il est créé un procédé de production d'assemblage de combustible pour réacteur à eau légère comprenant : une étape de définition de condition destinée à définir des conditions concernant au moins une période de cycle de fonctionnement et un taux de combustion ; une étape de définition d'enrichissement destinée à définir un enrichissement initial d'uranium 15 enrichi ; une étape de calcul de taux de combustion destinée à calculer un excès de réactivité d'un coeur de réacteur à eau légère dans lequel des assemblages de combustible pour réacteur à eau légère comportant l'uranium enrichi sont brûlés jusqu'à un stade final d'un cycle de fonctionnement final ; une étape de détermination destinée à déterminer si une condition dans laquelle un excès de 20 réactivité à une fin d'un premier cycle de fonctionnement dans l'étape de calcul de taux de combustion est proche d'une valeur positive prédéterminée, est vraie ou non ; et une étape de décision de retour à l'étape de définition d'enrichissement lorsqu'il est déterminé à l'étape de détermination que la situation n'est pas vraie ou de décision d'un enrichissement de l'uranium enrichi lorsqu'il est déterminé que la 25 situation est vraie. Selon un autre mode de réalisation, il est créé un procédé de production d'assemblage de combustible MOX comprenant : une étape de combustion nucléaire destinée à assurer la combustion des assemblages de combustible pour réacteur à eau légère dans un coeur de réacteur à eau légère jusqu'à un stade final 30 d'un cycle de fonctionnement final ; une étape d'extraction et de séparation destinée à décharger les assemblages de combustible pour réacteur à eau légère 3056814 9- qui ont été brûlés à l'étape de combustion nucléaire, et à extraire et isoler l'uranium par retraitement, ainsi qu'à obtenir l'uranium brûlé extrait ; et une étape de production de combustible MOX destinée à mélanger de l'uranium brûlé extrait et du plutonium afin de produire du combustible oxydé mélangé, dans lequel un 5 enrichissement de l'uranium brûlé extrait est supérieur à un enrichissement de l'uranium qui est extrait et séparé par retraitement des assemblages de combustible d'uranium normaux dont l'enrichissement est défini d'une telle manière que l'excès de réactivité à une fin de chaque cycle de fonctionnement devient nul, et l'enrichissement du plutonium qui doit être mélangé à l'uranium brûlé extrait est, 10 par conséquent, inférieur à l'enrichissement de plutonium qui devrait être mélangé dans un cas où l'uranium est extrait et séparé par retraitement des assemblages de combustible d'uranium normaux. Ci-après, en se référant aux dessins annexés, un assemblage de combustible pour réacteur à eau légère, un coeur de réacteur à eau légère et un procédé de 15 production d'assemblage de combustible MOX selon des modes de réalisation selon la présente invention vont être décrits. Les mêmes parties ou des parties similaires sont représentées par les mêmes références numériques et ne vont pas être décrites de manière répétitive. Un premier mode de réalisation va d'abord être décrit. 20 La figure 1 est une vue en plan montrant la configuration du coeur d'un réacteur à eau légère selon un premier mode de réalisation. Le coeur de réacteur à eau légère 40 comporte des assemblages de combustible pour réacteur à eau légère 30 et des barres de commande 5. Le cas décrit ci-dessous implique un exemple de réacteur REB. 25 Les assemblages de combustible pour réacteur à eau légère 30 sont agencés parallèlement les uns aux autres suivant un profil en treillis carré. Globalement, les assemblages de combustible pour réacteur à eau légère 30 présentent la forme d'un coeur de réacteur à eau légère 40 presque circulaire. En ce qui concerne les assemblages de combustible pour réacteur à eau légère 30, en excluant ceux 30 placés dans la partie externe du coeur de réacteur à eau légère 40, un jeu de quatre assemblages de chaque constitue une cellule carrée du treillis. Au centre de 3056814 - 10 - chaque cellule carrée du treillis, une barre de commande 5 est placée de telle manière qu'elle peut être insérée et retirée. Comme cela va être décrit ultérieurement, le nombre d'assemblages de combustible pour réacteur à eau légère 30 est défini sur la base de spécifications élémentaires telles que la 5 puissance de sortie du coeur. Par exemple, dans le cas du réacteur à eau bouillante avancé (réacteur REBA), il comporte 872 assemblages de combustible, avec une masse de métal uranium par assemblage de combustible de 172 kilogrammes. La figure 2 est une vue en coupe transversale montrant la configuration d'un assemblage de combustible pour réacteur à eau légère selon le premier mode de 10 réalisation. L'assemblage de combustible pour réacteur à eau légère 30 comporte des barres de combustible pour réacteur à eau légère 10, des barres de combustible contenant du poison consommable 20, deux barres d'eau 25 et une enveloppe de canal 31. Des cercles blancs représentent les barres de combustible pour réacteur à 15 eau légère 10, alors que des cercles grisés représentent les barres de combustible contenant du poison consommable 20. Les barres de combustible pour réacteur à eau légère 10 et les barres de combustible contenant du poison consommable 20 sont agencées parallèlement les unes aux autres suivant un profil en treillis. Au centre du treillis, les deux barres d'eau 25 sont disposées de telle sorte qu'un 20 réfrigérant s'écoule à travers au cours du fonctionnement. Le réseau en treillis présente la forme d'un prisme quadratique dont la section transversale est presque carrée et est contenu dans l'enveloppe de canal 31, qui est agencée sur son côté radialement externe. Comme exemple classique de l'assemblage de combustible pour réacteur à 25 eau légère, la figure 2 montre le cas dans lequel il existe deux barres d'eau cylindriques creuses suivant un agencement de 10x10. Toutefois, la présente invention n'est pas limitée à cette configuration. Le nombre d'agencement peut être plus faible ou supérieur à celui de cette figure. En outre, les barres d'eau peuvent être de section transversale tétragonale. Le nombre et l'agencement des 30 barres de combustible contenant du poison consommable 20 ne sont pas limités à ceux montrés sur la figure 2. 3056814 Les barres de combustible contenant du poison consommable 20 contiennent du poison consommable tel que de la "gadoline" ou oxyde de gadolinium. La concentration du poison consommable est, par exemple, égale à 4,0 pour cent. 5 La figure 3 est une vue en élévation partiellement en coupe transversale montrant la configuration d'une barre de combustible pour réacteur à eau légère selon le premier mode de réalisation. La barre de combustible pour réacteur à eau légère 10 comporte des pastilles de combustible 11 et un tube de revêtement 12 qui contient les pastilles. L'extrémité inférieure du tube de revêtement 12 est 10 obturée par un obturateur d'extrémité inférieure 13, et son extrémité supérieure par un obturateur d'extrémité supérieure 14. De cette manière, l'intérieur du tube de revêtement 12 est scellé. Dans le cas du réacteur REB, le tube de revêtement 12 est, par exemple, réalisé en zircaloy-2. Dans le cas du réacteur REP, le tube est réalisé, par exemple, en zircaloy-4. Le matériau du tube de revêtement n'est pas 15 limité à ceux-ci ; du carbure de silicium (SiC) peut, par exemple, être utilisé. Les pastilles de combustible 11 sont sous la forme d'une colonne et sont réalisées, par exemple, par frittage de poudre de dioxydes d'uranium. Les pastilles de combustible 11 sont empilées verticalement. Le degré d'enrichissement d'uranium est de 5 pourcent en moyenne dans les assemblages de combustible. Ci- 20 après, l'enrichissement de l'uranium se réfère au degré d'enrichissement en uranium-235 par rapport au type d'uranium. Les pastilles de combustible 11 ne sont pas limitées à du dioxyde d'uranium ; du carbure d'uranium ou du nitrure d'uranium peuvent être utilisés. Au-dessus des pastilles de combustible 11 qui sont empilées verticalement, un 25 plénum supérieur 15 est formé de manière à former un espace de stockage pour des gaz de produits de fission. A l'intérieur du plénum supérieur 15, un ressort 16 est agencé afin de presser les pastilles de combustible 11 vers le bas. La figure 4 est un tableau de comparaison de spécifications du présent mode de réalisation et de l'exemple comparatif présentant des procédés classiques. En 30 principe, le fonctionnement du coeur dans le présent mode de réalisation est similaire à ceux de l'exemple comparatif ou des exemples types classiques. C'est- 3056814 - 12- à-dire que les périodes de fonctionnement du premier cycle de fonctionnement du coeur sont chacune, par exemple, de 13 mois ; le taux de combustion moyen (moyenne des assemblages de combustible) au moment où les assemblages de combustible sont déchargés du coeur ou un taux de combustion de déchargement 5 moyen est, par exemple, égal à 45 GWYt ; le taux de combustion à la fm du premier cycle de fonctionnement suivant le chargement de coeur des assemblages de combustible est égal à 10,4 GWj/t. Ci-après, les assemblages de combustibles dans l'exemple comparatif, qui sont comparés aux assemblages de combustible pour réacteur à eau légère du présent mode de réalisation sont, pour des besoins 10 descriptifs, appelés des combustibles d'uranium normaux. L'enrichissement des assemblages de combustible d'uranium normaux est, par exemple, de 3,8 pourcent en moyenne sur les assemblages. Parallèlement, la valeur pour les assemblages de combustible pour réacteur à eau légère 30 du présent mode de réalisation est de 5,0 pourcent, supérieure à celle pour les 15 assemblages de combustibles d'uranium normaux. Toutefois, la concentration en poison consommable, est identique à celle des assemblages de combustible d'uranium normaux, égale, par exemple, à 4,0 pourcent. Comme cela a été décrit précédemment, par comparaison aux assemblages de combustibles d'uranium normaux dans l'exemple type de procédés classiques, 20 les assemblages de combustible pour réacteur à eau légère 30 du présent mode de réalisation présentent un degré accru d'enrichissement de combustible d'uranium. Dans le présent exemple, l'enrichissement de l'uranium est de 5,0 pourcent. Toutefois, la présente invention n'est pas limitée à cela. Comme cela va être décrit ultérieurement, tant que les effets avantageux attendus peuvent être obtenus, 25 l'enrichissement peut être supérieur ou inférieur à 5,0 pourcent. Le fonctionnement et d'autres caractéristiques de l'assemblage de combustible pour réacteur à eau légère 30 et du coeur de réacteur à eau légère 40 du présent mode de réalisation vont être décrits ci-dessous. La figure 5 est un graphe se rapportant aux assemblages de combustible 30 pour réacteur à eau légère du premier mode de réalisation et aux assemblages de combustible d'uranium normaux de l'exemple comparatif, montrant une 3056814 - 13 - comparaison de variations du facteur de multiplication à l'infini en réponse à une augmentation sur le taux de combustion. L'axe horizontal représente le taux de combustion de chaque assemblage de combustible (GWj/t) ; 0 (GWj/t) représente l'instant auquel chaque assemblage de combustible est chargé dans le coeur de 5 réacteur. L'axe vertical représente le facteur de multiplication à l'infini, k, par assemblage de combustible. Le facteur de multiplication à l'infini est déterminé après que des conditions telles que le combustible de chaque assemblage de combustible et les matières, compositions et autres facteurs de matériaux structurels ont été déterminés. La figure 5 montre le cas dans lequel les 10 assemblages de combustible sont chargés dans le coeur et exposés pendant quatre cycles de fonctionnement de réacteur nucléaire à l'intérieur du coeur et déchargés du coeur. Ce qui est décrit en premier ici est un exemple comparatif d'assemblages de combustibles classiques, montré en pointillés. Lorsque le taux de combustion des 15 assemblages de combustible augmente, dans le premier cycle de fonctionnement, l'uranium-235, qui est un matériau fissile, est consommé, conduisant à une diminution d'un facteur de multiplication à l'infini k. Toutefois, les poisons consommable absorbent des neutrons et sont consommés et réduits. En outre, parmi les éléments transuraniens, des nucléides fissiles sont produits. Ces facteurs 20 contribuent sensiblement à une augmentation du facteur de multiplication à l'infini k. En résultat, le facteur de multiplication à l'infini k peut augmenter et atteindre 1,22 environ au stade final du premier cycle de fonctionnement. C'est-à-dire que, tous les poisons consommables sont consommés par le stade fmal du premier cycle de fonctionnement. Dans le deuxième cycle de fonctionnement et les 25 suivants, parmi les éléments transuraniens, des nucléides fissiles sont produits. Toutefois, le facteur de multiplication à l'infini k peut diminuer de manière monotone lorsque l'uranium-235, qui est un matériau fissile, est consommé. La figure 5 montre une variation sur le facteur de multiplication à l'infini k en se concentrant sur un premier assemblage de combustible. Toutefois, dans le 30 coeur, il existe des assemblages de combustible pour le premier cycle de fonctionnement immédiatement après le chargement de combustible, des 3056814 - 14 - assemblages de combustible pour le deuxième cycle de fonctionnement, des assemblages de combustible pour le troisième cycle de fonctionnement et des assemblages de combustible pour le quatrième cycle de fonctionnement en tant que cycle de fonctionnement final. C'est-à-dire, qu'il existe des assemblages de 5 combustible dont le facteur de multiplication à l'infini k peut varier entre moins de 1,0 et plus de 1,0. En résultat, dans le coeur dans son ensemble, un certain niveau du facteur de multiplication à l'infini k qui est supérieur à 1,0 est maintenu. La détermination de la configuration de l'ensemble du coeur permet les évaluations de facteurs tels que la fuite de neutrons hors du coeur. En considérant 10 le facteur de multiplication à l'infini k et ces facteurs, le facteur de multiplication efficace keff est déterminé. En résultat, dans l'état dans lequel toutes les barres de commande sont retirées du coeur dans le cas du réacteur REB, ou dans l'état dans lequel la concentration en acide borique est nulle dans le cas du réacteur REP, la réactivité sous cette condition, ou excès de réactivité pex, est calculée de manière 15 théorique par l'équation (1) suivante : pex = (keff-1) / keff (1) Selon les procédés classiques montrés dans l'exemple comparatif, le degré d'enrichissement de chaque assemblage de combustible nucléaire (moyenne des assemblages de combustible) est défini d'une telle manière que, au stade final de 20 chacun du premier cycle de fonctionnement au quatrième cycle de fonctionnement dans le cas, par exemple, de la figure 5, l'excès de réactivité pex, exprimé par l'équation (1), devient aussi proche de zéro que possible. Cet enrichissement est, par exemple, égal à 3,8 pourcent, comme cela est montré sur la figure 4. Le cas des assemblages de combustible pour réacteur à eau légère 30 du 25 présent mode de réalisation, montré par un trait plein sur la figure 5 est décrit ci- dessous. Comme cela est montré sur la figure 4, le degré d'enrichissement d'uranium des assemblages de combustible pour réacteur à eau légère du présent mode de réalisation est supérieur au degré d'enrichissement d'uranium des assemblages de combustible d'uranium normaux et est égal à 5 pourcent dans 30 l'exemple montré sur la figure 4. Puisque l'enrichissement est supérieur à celui des assemblages de combustible d'uranium normaux, comme cela est montré sur la 3056814 - 15 - figure 5, le facteur de multiplication à l'infini k dans le présent mode de réalisation peut aller jusqu'à 0,05 par rapport à l'exemple comparatif dans la phase préalable de combustion. Comme cela est montré sur la figure 4, la concentration du poison consommable dans le présent mode de réalisation est identique à celle de 5 l'exemple comparatif. Par conséquent, lorsque le taux de combustion des assemblages de combustible pour réacteur à eau légère 30 augmente, tous les poisons consommables sont consommés par le stade final du premier cycle de fonctionnement comme dans l'exemple comparatif et le facteur de multiplication à l'infini k est maximisé. Dans le deuxième cycle de fonctionnement et les suivants, 10 l'uranium-235, qui est un matériau fissile, est consommé, conduisant à une réduction du facteur de multiplication à l'infini k. En conséquence, à la fm du quatrième cycle de fonctionnement en tant que cycle de fonctionnement final lorsque les assemblages de combustible pour réacteur à eau légère 30 sont déchargés du coeur de réacteur à eau légère 40, le 15 facteur de multiplication à l'infmi k est supérieur à celui de l'exemple comparatif. En résultat, comme on peut le voir sur la base de l'équation (1), l'excès de réactivité pex, aussi, est supérieur à celui de l'exemple comparatif classique. C'est-à-dire que, dans le cas classique, l'excès de réactivité pex est aussi proche de zéro que possible, ou est sensiblement nul ; l'excès de réactivité pex dans le présent 20 mode de réalisation prend une valeur positive, telle que de 2 %Ak. Comme cela a été décrit précédemment, dans des conditions telles qu'une période de fonctionnement, un taux de combustion de déchargement moyen et un rapport de recharge de combustible sont définis de manière à être identiques à ceux de l'exemple comparatif, et si le fonctionnement est conduit avec un 25 enrichissement d'uranium initial supérieur à celui de l'exemple comparatif, la section transversale macroscopique de fission et la section transversale macroscopique de capture de neutron d'uranium-235 sur le combustible sont maintenues à une valeur supérieure au cours de la combustion par rapport au cas de l'exemple comparatif. En résultat, la fraction de neutrons absorbée par 30 l'uranium-235 dans le combustible augmente. En outre, le rapport de neutrons qui sont absorbés par les nucléides de plutonium, qui sont des nucléides originaux 3056814 - 16 - pour les actinides mineurs, ou par des nucléides d'actinide mineur, diminue. C'est-à-dire, qu'il devient plus improbable que du plutonium ou des actinides mineurs soient transformés en nucléides d'un nombre de masse supérieur. De cette manière, la génération des actinides mineurs dans du combustible usagé est 5 maintenue à un niveau plus faible que dans le cas classique. La figure 6 est un algorithme montrant principalement la procédure d'un procédé de définition, une partie d'un procédé de production d'assemblage de combustible pour réacteur à eau légère du présent mode de réalisation. En premier, une période de cycle de fonctionnement, un taux de combustion 10 de déchargement et autres conditions sont définis (étape S01). Par exemple, un cycle de fonctionnement est défini à 13 mois, le taux de combustion de déchargement moyen de l'assemblage est défini à 45 GWj/t, et d'autres conditions sont définies. Ensuite, l'enrichissement d'uranium initial est défini (étape S02). Sur cette 15 base, le calcul de taux de combustion des assemblages de combustible pour réacteur à eau légère 30, sur une période conduisant jusqu'au stade final d'un cycle de fonctionnement prédéterminé sur le coeur de réacteur à eau légère 40 est réalisé (étape S03). Sur la base des résultats du calcul de taux de combustion, il est déterminé si l'excès de réactivité pex au cours du cycle de fonctionnement est 20 positif, et si l'excès de réactivité pex au stade final du cycle de fonctionnement établit la formule (2) suivante (étape SO4) : 'Excès de réactivité pex de stade final de cycle de fonctionnement - valeur prédéterminée' REVENDICATIONS1. Assemblages de combustible pour réacteur à eau légère (30) comprenant chacun : des barres de combustible pour réacteur à eau légère (10) qui s'étendent longitudinalement, contiennent des matériaux combustibles nucléaires comportant de l'uranium enrichi, et sont agencées parallèlement les unes aux autres ; et des barres de combustible contenant du poison consommable (20) qui s'étendent longitudinalement, contiennent des matériaux combustibles nucléaires dont le composant principal est de l'uranium qui présente un enrichissement inférieur à l'uranium enrichi des barres de combustible pour réacteur à eau légère (10), et du poison consommable, et sont agencées suivant un profil en treillis ensemble avec les barres de combustible pour réacteur à eau légère (10), dans lequel les assemblages (30) sont agencés parallèlement les uns aux autres et suivant un profil en treillis, une valeur initiale d'un premier enrichissement de l'uranium enrichi est 20 définie d'une telle manière que le premier enrichissement de l'uranium enrichi à une fin de chaque cycle de fonctionnement est supérieur à une valeur prédéterminée 2. Assemblages de combustible pour réacteur à eau légère (30) selon la revendication 1, dans lequel 25 la valeur initiale d'un premier enrichissement de l'uranium enrichi est définie d'une telle manière que l'excès de réactivité à une fin de chaque cycle de fonctionnement est supérieur à une valeur positive prédéterminée. 3. Assemblages de combustible pour réacteur à eau légère (30) selon la revendication 2, dans lequel : 30 la valeur positive prédéterminée est égale à 0,3 %Mc. 4. Assemblages de combustible pour réacteur à eau légère (30) selon 3056814 -27- la revendication 3, dans lequel : un deuxième enrichissement de l'uranium enrichi est défini d'une telle manière que l'excès de réactivité à une fin de chaque cycle de fonctionnement devient nul ; et, 5 le premier enrichissement est défini à un niveau supérieur à l'enrichissement de l'uranium d'assemblages de combustible d'uranium normaux qui comportent des barres de combustible contenant du poison consommable (20) qui contiennent du poison consommable à une deuxième concentration. 5. Assemblages de combustible pour réacteur à eau légère (30) selon 10 la revendication 4, dans lequel une première concentration en poisons consommables qui sont contenus dans chacune des barres de combustible contenant du poison consommable (20) est supérieure à la deuxième concentration, en fonction du premier enrichissement. 15 6. Coeur de réacteur à eau légère comprenant : des assemblages de combustible pour réacteur à eau légère (30) selon l'une quelconque des revendications 1 à 5 ; et des barres de commande (5) qui sont placées dans un treillis des assemblages de combustible pour réacteur à eau légère (30). 7. Procédé de production d'assemblage de combustible pour réacteur à eau légère comprenant : une étape de définition de condition destinée à définir des conditions concernant au moins une période de cycle de fonctionnement et un taux de combustion de l'assemblages de combustible pour réacteur à eau légère (30) selon l'une quelconque des revendications 1 à 5. 8. Procédé de production d'assemblage de combustible MOX comprenant : une étape de combustion nucléaire destinée à assurer la combustion des assemblages de combustible pour réacteur à eau légère (30) selon l'une 30 quelconque des revendications 1 à 5 dans un coeur de réacteur à eau légère jusqu'à un stade final d'un cycle de fonctionnement final ; 3056814 -28- une étape d'extraction et de séparation destinée à décharger les assemblages de combustible pour réacteur à eau légère (30) qui ont été brûlés à l'étape de combustion nucléaire, et à extraire et isoler l'uranium par retraitement, ainsi qu'à obtenir l'uranium brûlé extrait ; et 5 une étape de production de combustible MOX destinée à mélanger de l'uranium brûlé extrait et du plutonium afin de produire du combustible oxydé mélangé.