Brevet FR3065573A1 — publié le 20181026

COEUR DE RÉACTEUR RAPIDE ET PROCÉDÉ DE CHARGEMENT DE COMBUSTIBLE DE RÉACTEUR RAPIDE DOMAINE DE L'INVENTION La présente invention est relative à un coeur d'un réacteur rapide et à un procédé de chargement de combustible du réacteur rapide, et est relative spécifiquement à une technologie efficace pour obtenir à la fois une réduction de la réactivité de la combustion nucléaire et une réduction de la réactivité cavitaire, et pour améliorer la sécurité du coeur. ARRIÈRE-PLAN DE L'INVENTION Une technique d'arrière-plan sur un ensemble de combustible et un coeur d'un réacteur rapide est décrite, par exemple, dans Naohiro Hirakawa, Tomohiko Iwasaki, "Genshiro Butsuri Nyuumon" (Introduction to Physics of Nuclear Reactor), Tohoku University Press, 30 octobre 2003, pages 279 à 286 (Littérature hors brevet 1). D'une manière générale, par rapport à un réacteur surgénérateur rapide, un coeur est disposé à l'intérieur d'une cuve de réacteur nucléaire, et du sodium liquide, qui est un matériau de refroidissement, est versé à l'intérieur de la cuve de réacteur nucléaire. Un ensemble de combustible chargé au niveau du coeur comprend plusieurs barres de combustible dans lesquelles de l'uranium appauvri (U-238) enrichi avec du plutonium (Pu) est confiné, un tube d'enveloppement qui entoure plusieurs barres de combustible rassemblées, une buse d'entrée qui supporte la section d'extrémité inférieure des barres de combustible et un corps de blindage anti-neutrons positionné en dessous des barres de combustible, et une section d'écoulement de matériau de refroidissement qui est positionnée au-dessus des barres de combustible. 3065573 2 Le coeur du réacteur surgénérateur rapide comprend une région de combustible de coeur qui comprend une région de coeur intérieure et une région de coeur extérieure qui entoure la région de coeur intérieure, une région de combustible de couverture qui entoure la région de combustible de coeur, et une région de corps de blindage qui entoure la région 5 de combustible de couverture. Dans le cas d'un coeur homogène standard, l'enrichissement en plutonium (enrichissement Pu) d'un ensemble de combustible chargé au niveau de la région de coeur extérieure est supérieur à l'enrichissement Pu d'un ensemble de combustible chargé au niveau de la région de coeur intérieure. Par conséquent, la distribution de puissance dans la direction radiale du coeur est aplatie. 10 Comme type de matériau de combustible nucléaire stocké dans chaque barre de combustible de l'ensemble de combustible, on peut avoir un combustible métallique, un combustible de nitrure, et un combustible d'oxyde. Parmi ceux-ci, le combustible d'oxyde est celui qui a donné les résultats les plus concluants. Des pastilles d'un combustible d'oxyde mélangé, à savoir un combustible MOX 15 produit en mélangeant chaque oxyde de Pu et d'uranium appauvri sont versées à l'intérieur d'une barre de combustible jusqu'à la hauteur d'approximativement 80 cm à 100 cm à la partie centrale dans la direction axiale. En outre, à l'intérieur de la barre de combustible, des régions de couverture axiales remplies avec plusieurs pastilles de dioxyde d'uranium constituées d'uranium appauvri sont disposées au-dessus et en dessous de la région remplie 20 de combustible MOX, respectivement. Un ensemble de combustible de coeur intérieur chargé au niveau de la région de coeur intérieure et un ensemble de combustible de coeur extérieur chargé au niveau de la région de coeur extérieure comprennent plusieurs barres de combustible dans lesquelles plusieurs pastilles du combustible MOX sont versées comme cela est décrit ci-dessus. L'enrichissement Pu de l'ensemble de combustible de coeur 3065573 3 extérieur est supérieur à celui de l'ensemble de combustible de coeur intérieur. Un ensemble de combustible de couverture comprenant plusieurs barres de combustible remplies de plusieurs pastilles de dioxyde d'uranium constituées d'uranium appauvri est chargé dans la région de combustible de couverture qui entoure la région de 5 combustible de coeur. Parmi les neutrons générés dans une réaction de fission nucléaire à l'intérieur de l'ensemble de combustible chargé au niveau de la région de combustible de coeur, des neutrons qui se sont échappés de la région de combustible de coeur sont absorbés par l'U-238 dans l'ensemble de combustible de couverture chargé au niveau de la région de combustible de couverture. Par conséquent, du Pu-239 qui est un nucléide fissile est 10 nouvellement produit à l'intérieur de chaque barre de combustible de l'ensemble de combustible de couverture. En outre, des barres de commande sont utilisées pour démarrer et arrêter un réacteur surgénérateur rapide, et pour commander la puissance thermique d'un réacteur nucléaire. La barre de commande comprend plusieurs barres d'absorption de neutrons dans 15 lesquelles des pastilles de carbure de bore (B4C) sont confinées dans un tube de gainage constitué d'acier inoxydable, et est configurée de telle manière que ces barres d'absorption de neutrons soient stockées dans un tube d'enveloppement qui présente une section transversale hexagonale de façon similaire à l'ensemble de combustible de coeur. Le système de barre de commande est constitué de deux systèmes indépendants: un système 20 d'arrêt de réacteur principal et un système d'arrêt de réacteur de secours, et il est possible de procéder à un arrêt d'urgence du réacteur surgénérateur rapide par un seul parmi le système d'arrêt de réacteur primaire et le système d'arrêt de réacteur secondaire. En même temps, d'une manière générale, la réactivité cavitaire du sodium d'un réacteur rapide est positive, et est d'approximativement 6$ à 8$ dans le cas d'un grand 3065573 4 réacteur rapide. En supposant un accident (ULOF: Perte de Flux Non Protégée) dans lequel la perte de flux causée par un raté d'une pompe de circulation primaire en raison d'une panne ou d'une coupure d'alimentation électrique externe et une défaillance de type fuite sont combinées, il se produit une discordance entre une puissance de l'ensemble et le débit, 5 et il est probable que le matériau de refroidissement sodium bout et que la réactivité augmente. D'autre part, la réactivité de la combustion nucléaire du coeur de combustible MOX est d'environ 3%Ak/kk'. Par conséquent, en supposant un accident (UTOP: Surpuissance Transitoire Non Protégée) dans lequel un retrait inapproprié de la barre de commande et une défaillance de type fuite sont combinées, il est probable que la densité de 10 puissance dans le voisinage de la barre de commande change et que le rendement thermique linéaire dépasse la limite de conception. Lorsque la réactivité cavitaire du sodium (Na) est réduite, l'ébullition du matériau de refroidissement sodium pendant une ULOF peut être évitée, et la sécurité du coeur peut être améliorée. En outre, si une augmentation du rendement thermique linéaire 15 pendant une UTOP peut être évitée, la marge thermique peut être accrue, et une amélioration de la sécurité du coeur sera obtenue. Pour éviter l'augmentation du rendement thermique linéaire pendant une UTOP, il est efficace de réduire la réactivité de la combustion nucléaire et de réduire la réactivité de commande requise pour une barre de commande pour obtenir une compensation de combustion nucléaire. 20 Dans un réacteur rapide, comme cela est montré dans la Figure 2.2 de Alan E. Walter, et al., traduction supervisée par Naoyuki Takagi, "Kousoku Supekutoru Genshiro" (Fast Spectrum Reactor), ERC Press, 1" novembre 2016, pages 25 à 27 (Littérature hors brevet 2), il est montré un coeur radialement hétérogène dans lequel, par rapport à un coeur homogène qui présente un enrichissement Pu inférieur dans le coeur intérieur à proximité 3065573 5 du centre du coeur et un enrichissement Pu supérieur dans le coeur extérieur qui entoure le coeur intérieur, des ensembles de couverture qui présentent une composition principale d'uranium appauvri sont chargés dans la région du combustible de coeur qui présente un enrichissement Pu d'un premier type. Dans le coeur radialement hétérogène, par rapport à 5 l'ensemble de couverture, l'U-238 dans le combustible est converti en Pu-239 lorsque la combustion nucléaire se produit, la puissance de l'ensemble augmente graduellement, et par conséquent il en résulte une caractéristique selon laquelle la réactivité de la combustion nucléaire est inférieure à celle du coeur homogène en général. D'autre part, comme mesure pour réduire la réactivité cavitaire du Na, comme 10 cela est montré dans la Figure 1 de Katsuyuki Kawashima, et al., "Design Studies of a Low Sodium Void Reactivity Core Able to Accommodate Degraded TRU fuel", Nuclear Technology, mars 2014, volume 185, pages 270 à 280 (Littérature hors brevet 3), une mesure a été étudiée selon laquelle, dans un coeur de chargement homogène, la hauteur effective de l'ensemble de combustible de coeur est raccourcie, et un plénum de sodium est 15 placé dans plusieurs ensembles de combustible de coeur. Toutefois, cette mesure ne présente aucun effet de réduction de la réactivité de la combustion nucléaire. En outre, dans la demande de brevet japonais publiée non examinée numéro 2012-220325, un réacteur rapide est divulgué, dans lequel il est prévu que le combustible de coeur soit prévu de manière à être plus haut que celui du côté extérieur dans la direction 20 radiale de la section de coeur. Il est mis en évidence que, selon ce réacteur rapide, la distribution de puissance dans la direction radiale est aplatie parce que les neutrons ayant fui à partir du combustible de coeur sur le côté extérieur dans la direction radiale augmentent. (Se référer aux paragraphes [0042] et [0043], et à la Figure 9 de la demande de brevet japonais publiée non examinée numéro 2012-220325). 3065573 6 RÉSUMÉ DE L'INVENTION En disposant un plénum de Na au niveau de la partie supérieure du combustible de coeur court comme cela est décrit dans la littérature hors brevet 3, bien que la réactivité cavitaire soit réduite, la réactivité de la combustion nucléaire est similaire à celle du coeur 5 conventionnel. En outre, dans la demande de brevet japonais publiée non examinée numéro 2012-220325, on ne trouve aucune description ou divulgation s'agissant de la réduction de la réactivité de la combustion nucléaire et de la réduction de la réactivité cavitaire comme cela est décrit ci-dessus. 10 Par conséquent, l'objet de cette présente invention consiste à fournir un coeur d'un réacteur rapide qui réalise une réduction significative de la réactivité cavitaire tout en réduisant la réactivité de la combustion nucléaire et qui présente une sécurité élevée contre les accidents à la fois du type ULOF et UTOP, et un procédé de chargement de combustible du réacteur rapide. 15 Pour réaliser l'objet décrit ci-dessus, un aspect de la présente invention est un coeur d'un réacteur rapide d'un type radialement hétérogène comprenant une région d'ensemble de combustible de couverture intérieure à l'intérieur d'une région d'ensemble de combustible de coeur dans la direction radiale d'un coeur, plusieurs ensembles de combustible de couverture intérieure étant chargés au niveau de la région d'ensemble de 20 combustible de couverture intérieure, plusieurs ensembles de combustible de coeur étant chargés au niveau de la région d'ensemble de combustible de coeur, comprenant un plénum de sodium au niveau de la partie supérieure de la région d'ensemble de combustible de coeur et de la région d'ensemble de combustible de couverture intérieure, le plénum de sodium étant constitué d'un tube d'enveloppement et de sodium coulant, dans lequel la 3065573 7 hauteur de la région d'ensemble de combustible de couverture intérieure est inférieure à la hauteur de la région d'ensemble de combustible de coeur. En outre, un autre aspect de la présente invention est un coeur d'un réacteur rapide d'un type radialement hétérogène comprenant une région d'ensemble de combustible 5 de couverture intérieure à l'intérieur d'une région d'ensemble de combustible de coeur dans la direction radiale d'un coeur, plusieurs ensembles de combustible de couverture intérieure étant chargés au niveau de la région d'ensemble de combustible de couverture intérieure, plusieurs ensembles de combustible de coeur étant chargés au niveau de la région d'ensemble de combustible de coeur, comprenant un élément de combustible métallique au 10 niveau de la partie supérieure de la région d'ensemble de combustible de coeur et de la région d'ensemble de combustible de couverture intérieure, l'élément de combustible métallique comprenant un plénum de sodium qui est rassemblé à l'intérieur d'un tube d'enveloppement, dans lequel la hauteur de la région d'ensemble de combustible de couverture intérieure est inférieure à la hauteur de la région d'ensemble de combustible de 15 coeur. En outre, encore un autre aspect de la présente invention est un procédé de chargement de combustible d'un réacteur rapide, comprenant les étapes de disposition d'une région d'ensemble de combustible de couverture intérieure en chargeant plusieurs ensembles de combustible de couverture intérieure à l'intérieur d'une région d'ensemble de 20 combustible de coeur dans la direction radiale d'un coeur, plusieurs ensembles de combustible de coeur étant chargés au niveau de la région d'ensemble de combustible de coeur, et la disposition d'un plénum de sodium au niveau de la partie supérieure de la région d'ensemble de combustible de coeur et de la région d'ensemble de combustible de couverture intérieure, le plénum de sodium étant constitué d'un tube d'enveloppement et de 3065573 8 sodium coulant, dans lequel la hauteur de la région d'ensemble de combustible de couverture intérieure est inférieure à la hauteur de la région d'ensemble de combustible de coeur. En outre, encore un autre aspect de la présente invention est un procédé de 5 chargement de combustible d'un réacteur rapide, comprenant les étapes de disposition d'une région d'ensemble de combustible de couverture intérieure en chargeant plusieurs ensembles de combustible de couverture intérieure à l'intérieur d'une région d'ensemble de combustible de coeur dans la direction radiale d'un coeur, plusieurs ensembles de combustible de coeur étant chargés au niveau de la région d'ensemble de combustible de 10 coeur, et la disposition d'un élément de combustible métallique au niveau de la partie supérieure de la région d'ensemble de combustible de coeur et de la région d'ensemble de combustible de couverture intérieure, l'élément de combustible métallique comprenant un plénum gazeux rassemblé à l'intérieur d'un tube d'enveloppement, dans lequel la hauteur de la région d'ensemble de combustible de couverture intérieure est inférieure à la hauteur de 15 la région d'ensemble de combustible de coeur. Selon des aspects de la présente invention, dans un réacteur rapide qui présente une puissance électrique de catégorie 750000 kW, la valeur absolue de la réactivité de la combustion nucléaire est rendue inférieure ou égale à 1$, la réactivité insérée dans le coeur en cas d'UTOP est réduite de façon significative, la réactivité insérée dans le coeur en cas 20 d'ULOF est rendue négative tout en réduisant la valeur absolue de la réactivité insérée, et la sécurité du coeur est améliorée. Les questions, configurations et effets autres que ceux mentionnés ci-dessus vont être clarifiés en expliquant des modes de réalisation ci-dessous. 3065573 9 BRÈVE DESCRIPTION DES DESSINS - La Figure 1 est une vue en coupe transversale verticale d'un coeur d'un réacteur rapide d'un exemple 1 qui constitue un mode de réalisation de la présente invention; 5 - la Figure 2A est une vue en coupe transversale verticale et une vue en coupe transversale horizontale d'un ensemble de combustible de coeur d'un réacteur rapide de l'exemple 1 qui constitue un mode de réalisation de la présente invention; - la Figure 2B est une vue en coupe transversale verticale et une vue en coupe transversale horizontale d'un ensemble de combustible de couverture intérieure d'un 10 réacteur rapide de l'exemple 1 qui constitue un mode de réalisation de la présente invention; - la Figure 3 est une vue en coupe transversale horizontale d'une demi- région d'un coeur d'un réacteur rapide de l'exemple 1 qui constitue un mode de réalisation de la présente invention; 15 - la Figure 4 est une vue en coupe transversale verticale d'un coeur d'un réacteur rapide d'un exemple 2 qui constitue un mode de réalisation de la présente invention; - la Figure 5A est une vue en coupe transversale verticale et une vue en coupe transversale horizontale d'un ensemble de combustible de coeur d'un réacteur rapide 20 de l'exemple 2 qui constitue un mode de réalisation de la présente invention; - la Figure 5B est une vue en coupe transversale verticale et une vue en coupe transversale horizontale d'un ensemble de combustible de couverture intérieure d'un réacteur rapide de l'exemple 2 qui constitue un mode de réalisation de la présente invention; 3065573 10 - la Figure 6 est une vue en coupe transversale verticale d'un coeur d'un réacteur rapide d'un exemple 3 qui constitue un mode de réalisation de la présente invention; - la Figure 7A est une vue en coupe transversale verticale et une vue en 5 coupe transversale horizontale d'un ensemble de combustible de coeur d'un réacteur rapide de l'exemple 3 qui constitue un mode de réalisation de la présente invention; et - la Figure 7B est une vue en coupe transversale verticale et une vue en coupe transversale horizontale d'un ensemble de combustible de couverture intérieure d'un réacteur rapide de l'exemple 3 qui constitue un mode de réalisation de la présente invention. 10 DESCRIPTION DE MODES DE RÉALISATION Des exemples de la présente invention vont être expliqués ci-dessous en utilisant les dessins. En outre, dans chaque dessin, des configurations identiques sont désignées par des repères numériques identiques, et une explication détaillée sera omise en cas de parties dupliquées. 15 Exemple 1 Un coeur d'un réacteur rapide d'un exemple 1 qui constitue un mode de réalisation de la présente invention et un procédé de chargement de combustible pour le coeur vont être expliqués en se référant aux Figures 1 à 3. La Figure 1 est une vue en coupe transversale verticale d'un coeur d'un réacteur rapide du présent exemple. La Figure 2A et la 20 Figure 2B sont des dessins d'un ensemble de combustible du présent exemple, la Figure 2A montrant une section transversale verticale et une section transversale horizontale d'un ensemble de combustible de coeur, et la Figure 2B montrant une section transversale verticale et une section transversale horizontale d'un ensemble de combustible de couverture intérieure. La Figure 3 est une vue en coupe transversale horizontale d'une 3065573 11 demi-région d'un coeur d'un réacteur rapide du présent exemple. Un coeur 1 d'un réacteur rapide dans le présent exemple est un coeur de chargement radialement hétérogène constitué de deux sortes d'ensembles de combustible d'un combustible de coeur 2 et d'un combustible de couverture intérieure 3 comme cela est 5 montré dans la Figure 1, et un plénum de sodium 4 constitué d'un tube d'enveloppement (repère numérique 201 dans la Figure 2A et la Figure 2B) et de sodium coulant est agencé au niveau de la partie supérieure de chaque ensemble de combustible du combustible de coeur 2 et du combustible de couverture intérieure 3. En ce qui concerne chaque ensemble de combustible du combustible de coeur 2 et du combustible de couverture intérieure 3, le 10 côté inférieur est entouré par une couverture axiale inférieure 5, la surface latérale est entourée par une couverture radiale 6, et le côté supérieur est entouré par un corps de blindage anti-neutrons 7. Comme cela est montré dans la vue en coupe transversale horizontale d'un coeur de la demi-région de la Figure 3, une région de couverture intérieure 33 est disposée 15 dans une forme hexagonale de deux rangées. Un ensemble de barre de commande 36 est disposé dans une région de combustible de coeur 32 en évitant un ensemble de combustible de couverture intérieure (région de couverture intérieure 33) dans lequel la puissance est basse, et une valeur de barre de commande requise est assurée. La région de combustible de coeur 32 est entourée par une région de couverture 20 radiale 34 et une région de corps de blindage radiale 35 sur le côté extérieur de la région de couverture radiale 34. Comme cela est montré dans la Figure 1 ou la Figure 2A ou la Figure 2B, la longueur efficace du combustible de l'ensemble de combustible de couverture intérieure (combustible de couverture intérieure 3, 28) est plus courte que celle de l'ensemble de combustible de coeur (combustible de coeur 2, 23). 3065573 12 Une grande partie des neutrons produits lors d'une fission nucléaire est produite dans le combustible de coeur 2, 23. Dans le présent coeur, comme cela est montré dans la Figure 1, le combustible de couverture intérieure (ensemble de combustible de couverture intérieure) 3 est configuré de manière à être plus court (plus bas) que le combustible de 5 coeur (ensemble de combustible de coeur) 2, et la partie supérieure de la surface latérale de l'ensemble de combustible de coeur (combustible de coeur 2) adjacente à l'ensemble de combustible de couverture intérieure (combustible de couverture intérieure 3) est en contact avec le plénum de sodium 4. Par conséquent, en supposant un accident de type ULOF, lorsque la température du sodium coulant à l'intérieur du plénum de sodium 4 10 augmente et que la densité du sodium diminue ou que le sodium commence à bouillir, la quantité de fuite des neutrons qui entrent en contact avec le plénum de sodium dans la direction latérale augmente en plus de celle dans la direction vers le haut à partir du combustible de coeur 2, et par conséquent la réactivité cavitaire parvient à une valeur sur un côté plus négatif 15 En d'autres termes, en rendant le combustible de couverture intérieure 3 plus court (plus bas) que le combustible de coeur 2 (en d'autres termes, en rendant le combustible de coeur 2 plus long que le combustible de couverture intérieure 3), l'aire de surface du combustible de coeur 2 qui est en contact avec le plénum de sodium 4 augmente, et les neutrons produits dans le combustible de coeur 2 peuvent fuir vers le plénum de 20 sodium 4 plus efficacement. La section transversale verticale de l'ensemble de combustible est montrée dans la Figure 2A et la Figure 2B. De même, comme cela est décrit ci-dessus, la Figure 2A montre l'ensemble de combustible de coeur, et la Figure 2B montre l'ensemble de combustible de couverture intérieure. En outre, dans le but de faciliter la compréhension de 3065573 13 la configuration de chaque ensemble de combustible de la Figure 2A et de la Figure 2B, la section transversale horizontale de chaque ensemble de combustible (section A-A' de la Figure 2A, et section B-B' de la Figure 2B) est montrée dans la partie inférieure de chaque dessin. 5 Le matériau combustible (combustible de coeur) 23 d'un ensemble de combustible de coeur 21 montré dans la Figure 2A est un MOX (Oxyde Mélangé) obtenu en mélangeant de l'oxyde de plutonium (Pu0x) avec de l'oxyde d'uranium appauvri (UO2), et la totalité de l'ensemble de combustible de coeur 21 présente un même enrichissement Pu. Le matériau combustible (combustible de couverture intérieure) 28 d'un ensemble de 10 combustible de couverture intérieure 26 montré dans la Figure 2B est l'oxyde d'uranium appauvri (UO2). En outre, la partie inférieure du combustible de coeur 23 est un combustible de couverture axiale inférieure 24, le côté extérieur dans la direction radiale du combustible de coeur 23 est le combustible de couverture radiale 6, et le combustible de deux est l'oxyde d'uranium appauvri (UO2). 15 La puissance électrique du réacteur est de 750000 kWe, la longueur de cycle de fonctionnement est d'environ 20 mois, et la combustion nucléaire de décharge moyenne du combustible de coeur est d'environ 100 GWd/t sur la base d'un remplacement du combustible tous les quatre lots. En ce qui concerne la réactivité de la combustion nucléaire, étant donné que 20 l'U238 dans l'uranium appauvri de la couverture intérieure est converti en nucléide fissile tel que le Pu239 qui accompagne la combustion nucléaire, le partage de la puissance de l'ensemble de couverture intérieure augmente graduellement. Par conséquent, la réactivité de la combustion nucléaire devient une valeur aussi basse qu'environ 1$. Dans le présent exemple, la réactivité cavitaire devient négative parce que la 3065573 14 quantité de fuite de neutrons dans la direction de contact avec l'ensemble de couverture intérieure 3, 26 hors de l'ensemble de combustible de coeur 2, 21 augmente comme cela est décrit ci-dessus. Par conséquent, même lorsqu'un accident dans lequel un retrait inapproprié de la barre de commande et une défaillance de type fuite sont combinées 5 (UTOP: Surpuissance Transitoire Non Protégée) est supposé, une augmentation du rendement thermique linéaire dans l'ensemble de combustible dans le voisinage de la barre de commande devient légère, et l'intégrité du combustible est maintenue. Exemple 2 Un coeur d'un réacteur rapide d'un exemple 2 qui est un autre mode de 10 réalisation de la présente invention et un procédé de chargement de combustible pour le coeur vont être expliqués en se référant aux Figures 4 à 5B. La Figure 4 est une vue en coupe transversale verticale d'un coeur d'un réacteur rapide du présent exemple. La Figure 5A et la Figure 5B sont des dessins d'un ensemble de combustible du présent exemple, la Figure 5A montrant une section transversale verticale et une section transversale 15 horizontale d'un ensemble de combustible de coeur, et la Figure 5B montrant une section transversale verticale et une section transversale horizontale d'un ensemble de combustible de couverture intérieure. De même, la Figure 4 correspond à la Figure 1 de l'exemple 1, et la Figure 5A et la Figure 5B correspondent à la Figure 2A et à la Figure 2B de l'exemple 1, respectivement. 20 Dans un réacteur rapide dans le présent exemple, un combustible métallique (U-Pu-Zr, U-Zr) est utilisé comme combustible. Par rapport au combustible métallique, dans le but de supprimer le gonflement qui accompagne l'irradiation des neutrons, un espace de 25 % en termes de surface de coupe transversale est agencé entre le tube de gainage de barre de combustible et les scories de combustible. Pour réduire cette 3065573 15 conductance d'espace et pour améliorer la performance d'évacuation de la chaleur de la barre de combustible, du Na liquide est versé dans l'espace en tant que matériau de liaison. Par conséquent, un plénum gazeux pour maintenir le gaz à l'intérieur du produit de fission (FP) généré lors de la fission nucléaire du combustible de coeur est agencé au niveau de la 5 partie supérieure du combustible (région de plénum gazeux supérieure 42). Par conséquent, l'effet de réduction de la réactivité cavitaire par le plénum de sodium obtenu dans l'exemple 1 est limité. D'autre part, étant donné que le matériau de refroidissement Na d'une région de plénum gazeux supérieure 42 devient plus chaud que la région de combustible de coeur au 10 moment d'une ULOF, la réactivité cavitaire de la région de plénum gazeux devient négative. Dans le présent exemple, la réactivité cavitaire négative de la région de plénum gazeux est accrue dans une mesure décrite ci-dessous, et une réduction de la réactivité cavitaire est obtenue. En d'autres termes, comme cela est montré dans la Figure 4, Figure 5A et la 15 Figure 5B, la longueur efficace du combustible d'un ensemble de combustible de couverture intérieure 54 est rendue plus courte que celle d'un ensemble de combustible de coeur 51, et au contraire la longueur du plénum gazeux (de l'ensemble) du combustible de couverture intérieure 3 est rendue plus longue que celle (de l'ensemble) du combustible de coeur 2. 20 En d'autres termes, la longueur du combustible de couverture intérieure 28 de l'ensemble de combustible de couverture intérieure 54 est rendue plus courte que la longueur d'un combustible métallique de coeur 53 de l'ensemble de combustible de coeur 51 (en d'autres termes, la longueur du combustible métallique de coeur 53 de l'ensemble de combustible de coeur 51 est rendue plus longue que la longueur de combustible de 3065573 16 couverture intérieure 28 de l'ensemble de combustible de couverture intérieure 54) comme cela est montré dans la Figure 5A et la Figure 5B, et le combustible de couverture intérieure 3 est rendu plus court que le combustible de coeur 2 (en d'autres termes, le combustible de coeur 2 est rendu plus long que le combustible de couverture intérieure 3) à 5 l'intérieur du coeur 41 de façon similaire à l'exemple 1 comme cela est montré dans la Figure 4. Par conséquent, les neutrons qui se sont échappés dans la direction latérale à partir d'un plénum gazeux supérieur 42 en contact avec (l'ensemble de) combustible de couverture intérieure 3, 54 hors (de l'ensemble) du combustible de coeur 2, 51, où une 10 grand partie des neutrons fissiles est produite, augmentent, et la réactivité cavitaire diminue. Dans le présent exemple, étant donné qu'il n'y a pas de plénum de sodium qui reflète du Na au moment du fonctionnement normal, un corps de blindage supérieur 43 est agencé comme cela est montré dans la Figure 4. La forme de la coupe transversale du corps de blindage supérieur (anti-neutrons) est configurée comme un élément de corps de 15 blindage qui présente un grand diamètre, comme cela est désigné par le repère numérique 56 de la Figure 5A et de la Figure 5B, et l'élément de corps de blindage supprime la quantité d'irradiation de neutrons de la structure supérieure à l'intérieur du coeur en utilisant du carbure de bore (B4C). De même, comme cela est montré dans la Figure 4, par rapport au coeur 41 du 20 présent exemple, chaque ensemble de combustible du combustible de coeur 2 et du combustible de couverture intérieure 3 est configuré de manière à être entouré par la couverture axiale inférieure 5 au côté inférieur, par la couverture radiale 6 à la surface latérale, et par le corps de blindage anti-neutrons 43 au côté supérieur de façon similaire à l'exemple 1. 3065573 17 Exemple 3 Un coeur d'un réacteur rapide d'un exemple 3 qui est encore un autre mode de réalisation de la présente invention et un procédé de chargement de combustible pour le coeur vont être expliqués en se référant aux Figures 6 à 7B. La Figure 6 est une vue en 5 coupe transversale verticale d'un coeur d'un réacteur rapide du présent exemple. La Figure 7A et la Figure 7B sont des dessins d'un ensemble de combustible du présent exemple, la Figure 7A montre une section transversale verticale et une section transversale horizontale d'un ensemble de combustible de coeur, et la Figure 7B montre une section transversale verticale et une section transversale horizontale d'un ensemble de combustible de 10 couverture intérieure. De même, la Figure 6 correspond à la Figure 1 de l'exemple 1, et la Figure 7A et la Figure 7B correspondent à la Figure 2A et à la Figure 2B de l'exemple 1, respectivement. Dans un coeur 61 d'un réacteur rapide dans le présent exemple, par rapport au coeur 1 de l'exemple 1 montré dans la Figure 1, une couche de modérateur de neutrons 62 15 est agencée entre le plénum de sodium 4 et le corps de blindage supérieur 43. Comme matériau modérateur de neutrons, on utilise du nitrure d'yttrium (Y-Hx) qui présente une température de dissociation de l'hydrogène relativement élevée parmi les hydrures de métal. Au moment de la cavitation du matériau de refroidissement sodium, de nombreux neutrons qui sont entrés en collision avec le corps de blindage supérieur 43 dispersés par un 20 matériau structurel et analogue après s'être échappés vers le haut directement à partir du combustible de coeur 2 ou dans la direction du combustible de couverture intérieure 3 sont absorbés par le B-10 dans le carbure de bore (B4C). Toutefois, une partie des neutrons est dispersée par un matériau dont la section transversale d'absorption de neutrons n'est pas aussi grande que celle d'un matériau 3065573 18 structurel de Fe et analogue et que B-11 dans le corps de blindage supérieur 43, retourne à nouveau vers le combustible de coeur 2, et déclenche une fission nucléaire. Dans le présent exemple, étant donné que les neutrons dispersés comme cela est décrit ci-dessus dans la direction du corps de blindage supérieur 43 entrent en collision avec l'hydrogène H 5 contenu dans la couche de modérateur de neutrons 62 et sont décélérés, le taux d'absorption à l'intérieur du corps de blindage supérieur 43 augmente. Par conséquent, la réactivité cavitaire diminue. A la lumière des résultats de l'analyse des caractéristiques nucléaires, il a été confirmé que cet effet de réduction de la réactivité cavitaire était d'environ 1$. 10 Dans chaque exemple décrit ci-dessus, par rapport au combustible du coeur, bien qu'un combustible d'oxyde mélangé (MOX) obtenu en mélangeant de l'oxyde d'uranium appauvri et de l'oxyde de plutonium ou un combustible métallique ait été supposé, la présente invention peut obtenir un effet similaire même dans le cas d'un réacteur rapide qui utilise un combustible de nitrure et d'un réacteur rapide qui utilise un 15 métal lourd liquide, tel que du plomb et du plomb-bismuth, autre que le sodium comme matériau de refroidissement. De même, la présente invention n'est pas limitée aux exemples décrits ci-dessus, et inclut plusieurs modifications. Par exemple, les exemples décrits ci-dessus ont été expliqués en détail avec pour objectif une compréhension claire de la présente 20 invention, et ils ne sont pas nécessairement limités à ceux qui incorporent la totalité des configurations expliquées. De même, une partie d'une configuration d'un exemple peut être remplacée par une configuration d'un autre exemple, et une configuration d'un exemple peut être ajoutée à une configuration d'un autre exemple. En outre, en ce qui concerne une partie d'une configuration de chaque exemple, un ajout, une suppression et un remplacement d'autres configurations sont possibles. 3065573 19 LISTE DES REPÈRES NUMÉRIQUES 1...coeur de réacteur rapide, 2...combustible de coeur, 3...combustible de couverture intérieure, 4. ..plénum de sodium, 5.. couverture axiale plus basse, 6.. couverture radiale (combustible), 7. corps de blindage anti-neutrons, 21. ensemble de combustible de coeur 5 de réacteur rapide, 22...élément de combustible de coeur, 23...combustible de coeur, 24. combustible de couverture axiale inférieure, 25. ..plénum de sodium, 26.. ensemble de combustible de couverture intérieure de réacteur rapide, 27... élément de combustible de couverture intérieure, 28.. combustible de couverture intérieure, 29.. .tube de gainage de combustible, 30.. combustible de couverture métallique, 31.. .demi-section transversale 10 horizontale de coeur de réacteur rapide, 32...région de combustible de coeur, 33...région de couverture intérieure, 34.. région de couverture radiale, 35.. région de corps de blindage radiale, 36...ensemble de barre de commande, 41...coeur de réacteur rapide, 42...plénum gazeux supérieur (région), 43...corps de blindage supérieur (région), 51...ensemble de combustible de coeur de réacteur rapide, 52... élément de combustible de coeur, 15 53...combustible de coeur métallique, 54...ensemble de combustible de couverture intérieure de réacteur rapide, 55. élément de combustible de couverture intérieure, 56...corps de blindage supérieur (contre les neutrons), 61...coeur de réacteur rapide, 62...couche de modérateur de neutrons, 71...ensemble de combustible de coeur de réacteur rapide, 72... élément de combustible de coeur, 73... combustible de coeur, 74... combustible de 20 couverture axiale inférieure, 75...plénum de sodium, 76...ensemble de combustible de couverture intérieure de réacteur rapide, 77... élément de combustible de couverture intérieure, 78.. combustible de couverture intérieure, 79.. .tube de gainage de combustible, 201...tube d'enveloppement, 211...corps de blindage anti-neutrons, 701...tube d'enveloppement 25 REVENDICATIONS1. Coeur (1,31,41,61) d'un réacteur rapide d'un type radialement hétérogène comprenant une région d'ensemble de combustible de couverture intérieure (33) l'intérieur d'une région d'ensemble de combustible de coeur (32) dans la direction radiale d'un coeur (1,31,41,61), une pluralité d'ensembles de combustible de couverture intérieure (26,54,76) étant chargés au niveau de la région d'ensemble de combustible de couverture intérieure (33), une pluralité d'ensembles de combustible de coeur (21,51,71) étant chargés au niveau de la région d'ensemble de combustible de coeur (32), comprenant: - un plénum de sodium (4,25,75) au niveau de la partie supérieure de la région d'ensemble de combustible de coeur (32) et de la région d'ensemble de combustible de couverture intérieure (33), le plénum de sodium (4,25,75) étant constitué d'un tube d'enveloppement (201,701) et de sodium coulant, dans lequel - la hauteur de la région d'ensemble de combustible de couverture intérieure (33) est inférieure à la hauteur de la région d'ensemble de combustible de coeur (32). 2. Coeur (1,31,41,61) d'un réacteur rapide selon la revendication 1, dans lequel l'épaisseur d'un plénum de sodium (4,25,75) sur la région d'ensemble de combustible de couverture intérieure (33) est plus épaisse que l'épaisseur d'un plénum de sodium (4,25,75) sur la région d'ensemble de combustible de coeur (32). 3. Coeur (1,31,41,61) d'un réacteur rapide selon la revendication 1 ou 2, dans lequel la longueur de combustible effective de la région d'ensemble de combustible de couverture intérieure (33) est plus courte que la longueur de combustible effective de la région d'ensemble de combustible de coeur (32) dans la direction axiale du coeur (1,31,41,61). 4. Coeur (1,31,41,61) d'un réacteur rapide selon l'une quelconque des 3065573 21 revendications 1 à 3, dans lequel la composition principale du matériau combustible de l'ensemble de combustible de coeur (21,51,71) et de l'ensemble de combustible de couverture intérieure (26,54,76) est l'oxyde d'uranium appauvri. 5. Coeur (1,31,41,61) d'un réacteur rapide selon l'une quelconque des 5 revendications 1 à 4, dans lequel : - un corps de blindage anti-neutrons (7,211) pour protéger contre les neutrons est prévu sur le plénum de sodium (4,25,75), et - un modérateur de neutrons (62) pour modérer les neutrons est en outre prévu entre le plénum de sodium (4,25,75) et le corps de blindage anti-neutrons (7,211). 10 6. Coeur (1,31,41,61) d'un réacteur rapide selon la revendication 5, dans lequel le modérateur de neutrons (62) est constitué d'hydrure d'yttrium. 7. Coeur (1,31,41,61) d'un réacteur rapide d'un type radialement hétérogène comprenant une région d'ensemble de combustible de couverture intérieure (33) l'intérieur d'une région d'ensemble de combustible de coeur (32) dans la direction radiale 15 d'un coeur (1,31,41,61), une pluralité d'ensembles de combustible de couverture intérieure (26,54,76) étant chargés au niveau de la région d'ensemble de combustible de couverture intérieure (33), une pluralité d'ensembles de combustible de coeur (21,51,71) étant chargés au niveau de la région d'ensemble de combustible de coeur (32), comprenant un élément de combustible métallique au niveau de la partie supérieure de la région d'ensemble de 20 combustible de coeur (32) et de la région d'ensemble de combustible de couverture intérieure (33), l'élément de combustible métallique comprenant un plénum de sodium (4,25,75) qui est rassemblé à l'intérieur d'un tube d'enveloppement (201,701), dans lequel la hauteur de la région d'ensemble de combustible de couverture intérieure (33) est inférieure à la hauteur de la région d'ensemble de combustible de coeur (32). 3065573 22 8. Coeur (1,31,41,61) d'un réacteur rapide selon la revendication 7, dans lequel l'épaisseur d'un plénum gazeux (42) sur la région d'ensemble de combustible de couverture intérieure (33) est plus épaisse que l'épaisseur d'un plénum gazeux (42) sur la région d'ensemble de combustible de coeur (32). 5 9. Coeur (1,31,41,61) d'un réacteur rapide selon la revendication 7 ou 8, dans lequel la longueur de combustible effective de la région d'ensemble de combustible de couverture intérieure (33) est plus courte que la longueur de combustible effective de la région d'ensemble de combustible de coeur (32) dans la direction axiale du coeur (1,31,41,61). 10 10. Coeur (1,31,41,61) d'un réacteur rapide selon l'une quelconque des revendications 7 à 9, dans lequel la composition principale du matériau combustible de l'ensemble de combustible de coeur (21,51,71) et de l'ensemble de combustible de couverture intérieure (26,54,76) est l'oxyde d'uranium appauvri. 11. Coeur (1,31,41,61) d'un réacteur rapide selon l'une quelconque des 15 revendications 7 à 10, dans lequel : - un corps de blindage anti-neutrons (7,211) pour protéger contre les neutrons est prévu sur l'élément de combustible métallique, et - un modérateur de neutrons (62) pour modérer les neutrons est en outre prévu entre l'élément de combustible métallique et le corps de blindage anti-neutrons (7,211). 20 12. Coeur (1,31,41,61) d'un réacteur rapide selon la revendication 11, dans lequel le modérateur de neutrons (62) est constitué d'hydrure d'yttrium. 13. Procédé de chargement de combustible d'un réacteur rapide, comprenant les étapes suivantes : - disposer une région d'ensemble de combustible de couverture intérieure (33) 3065573 23 en chargeant une pluralité d'ensembles de combustible de couverture intérieure (26,54,76) à l'intérieur d'une région d'ensemble de combustible de coeur (32) dans la direction radiale d'un coeur (1,31,41,61), une pluralité d'ensembles de combustible de coeur (21,51,71) étant chargés au niveau de la région d'ensemble de combustible de coeur (32); et 5 - disposer un plénum de sodium (4,25,75) au niveau de la partie supérieure de la région d'ensemble de combustible de coeur (32) et de la région d'ensemble de combustible de couverture intérieure (33), le plénum de sodium (4,25,75) étant constitué d'un tube d'enveloppement (201,701) et de sodium coulant, dans lequel la hauteur de la région d'ensemble de combustible de couverture intérieure (33) est inférieure à la hauteur 10 de la région d'ensemble de combustible de coeur (32). 14. Procédé de chargement de combustible d'un réacteur rapide selon la revendication 13, dans lequel : - un modérateur de neutrons (62) pour modérer les neutrons est disposé sur le plénum de sodium (4,25,75) , et 15 - un corps de blindage anti-neutrons (7,211) pour protéger contre les neutrons est disposé sur le modérateur de neutrons (62). 15. Procédé de chargement de combustible d'un réacteur rapide, comprenant les étapes suivantes : - disposer une région d'ensemble de combustible de couverture intérieure (33) 20 en chargeant une pluralité d'ensembles de combustible de couverture intérieure (26,54,76) à l'intérieur d'une région d'ensemble de combustible de coeur (32) dans la direction radiale d'un coeur (1,31,41,61), une pluralité d'ensembles de combustible de coeur (21,51,71) étant chargés au niveau de la région d'ensemble de combustible de coeur (32); et - disposer un élément de combustible métallique au niveau de la partie 3065573 24 supérieure de la région d'ensemble de combustible de coeur (32) et de la région d'ensemble de combustible de couverture intérieure (33), l'élément de combustible métallique comprenant un plénum gazeux (42) rassemblé à l'intérieur d'un tube d'enveloppement (201,701), dans lequel a hauteur de la région d'ensemble de combustible de couverture 5 intérieure (33) est inférieure à la hauteur de la région d'ensemble de combustible de coeur (32). 16. Procédé de chargement de combustible d'un réacteur rapide selon la revendication 15, dans lequel : - un modérateur de neutrons (62) pour modérer les neutrons est disposé sur 10 l'élément de combustible métallique, et - un corps de blindage anti-neutrons (7,211) pour protéger contre les neutrons est disposé sur le modérateur de neutrons (62).