FR 3002680 A1 20140829 FR 1451554 A 20140226 COEUR DE RÉACTEUR À NEUTRONS RAPIDES ET PROCÉDÉ DE PRÉTRAITEMENT DE COMBUSTIBLE NUCLÉAIRE DE RETRAITEMENT La présente invention concerne un coeur de réacteur à neutrons rapides (de l'anglais « fast reactor ») et un procédé de prétraitement de combustible nucléaire de retraitement, et plus particulièrement un coeur de réacteur à neutrons rapides dans lequel un combustible à matrice inerte contenant une matrice inerte et des éléments trans- uraniques (appelés ci-dessous TRU) est chargé et un procédé de prétraitement de combustible nucléaire de retraitement. Des assemblages combustibles utilisés dans un réacteur à neutrons rapides et un coeur de réacteur à neutrons rapides sont décrits dans Naohiro Hirakawa, Tomohiko Iwasaki, "Reactor physics introduction, Tohoku University Press, pages 279-286, 30 octobre 2003. Dans un réacteur surgénérateur à neutrons rapides, un coeur est généralement disposé dans une cuve de réacteur qui est remplie de sodium liquide servant de réfrigérant. Chaque assemblage combustible chargé dans le coeur a une pluralité de barres de combustible, dans chacune desquelles est scellé de l'uranium appauvri (U-238) enrichi avec du plutonium (Pu), un tube enveloppe qui enferme un faisceau de la pluralité de barres de combustible, une buse d'entrée qui supporte les parties d'extrémité inférieure de ces barres de combustible, et un corps de blindage neutronique disposé dans une partie d'extrémité inférieure des barres de combustible, et une sortie de réfrigérant disposée au-dessus des barres de combustible. Le coeur du réacteur à neutrons rapides a une région de combustible de coeur comprenant une région de combustible de coeur intérieure et une région de combustible de coeur extérieure qui enferme la région de combustible de coeur intérieure, une région de combustible de couverture qui enferme la région de combustible de coeur, et une région de corps de blindage qui enferme la région de combustible de couverture. Dans un coeur homogène conventionnel, l'enrichissement en Pu de l'assemblage combustible chargé dans la région de combustible de coeur extérieure est supérieur à l'enrichissement en Pu de l'assemblage combustible chargé dans la région de combustible de coeur intérieure. Par conséquent, une distribution de puissance dans la direction radiale du coeur est aplanie. Les matériaux combustibles nucléaires stockés dans chaque barre de combustible d'un assemblage combustible sont constitués de combustible à métal, de combustible à nitrure, ou de combustible à oxyde. Parmi ces combustibles nucléaires, le combustible à oxyde est le combustible le plus éprouvé. La barre de combustible est remplie de combustible à oxyde mixte (combustible MOX) dans lequel des oxydes de Pu et d'uranium appauvri sont mélangés ensemble, c'est-à-dire de pastilles du combustible MOX, jusqu'à une hauteur d'environ 80 à 100 cm au niveau d'une partie centrale dans la direction axiale de la barre de combustible. En outre, dans la barre de combustible, une région de couverture axiale remplie d'une pluralité de pastilles de dioxyde d'uranium formées avec de l'uranium appauvri est formée au-dessus et au-dessous de la région remplie du combustible MOX. Des assemblages combustibles de coeur intérieurs chargés dans la région de combustible de coeur intérieure et des assemblages combustibles de coeur extérieurs chargés dans la région de combustible de .coeur extérieure comprennent une pluralité de barres combustibles remplies d'une pluralité de pastilles de combustible MOX, comme décrit ci-dessus. L'enrichissement en Pu de l'assemblage combustible de coeur extérieur est supérieur à l'enrichissement en Pu de l'assemblage combustible de coeur intérieur. La région de combustible de couverture enfermant la région de combustible de coeur est chargée d'assemblages combustibles de couverture, contenant chacun une pluralité de barres de combustible chargées d'une pluralité de pastilles de dioxyde d'uranium faites en uranium appauvri. Parmi les neutrons générés dans une réaction de fission qui se produit dans l'assemblage combustible chargé dans la région de combustible de coeur, ceux qui ont fui depuis la région de combustible de coeur sont absorbés dans lu-238 dans chaque barre de combustible dans l'assemblage combustible de couverture chargé dans la région de combustible de couverture. Par conséquent, du Pu-239, qui est un nucléide fissile, est nouvellement généré dans chaque barre de combustible dans '_'assemblage combustible de couverture. Des barres de commande sont utilisées pour démarrer et arrêter un réacteur surgénérateur à neutrons rapides, et également pour ajuster sa puissance. La barre de commande comprend une pluralité de barres d'absorbeur de neutrons, dont chacune est remplie de pastilles de carbure de bore (B4C) dans une gaine inoxydable. Ces barres d'absorbeur de neutrons sont disposées dans un tube enveloppe ayant une section transversale horizontale hexagonale, tout comme la barre de combustible de coeur intérieure et la barre de combustible de coeur extérieure. La barre de commande est formée de deux systèmes indépendants : un système de barres de commande principal et un système de barres de commande de réserve. Un seul parmi le système de barres de commande principal et le système de barres de commande de réserve peut effectuer un arrêt d'urgence du réacteur surgénérateur à neutrons rapides. Le combustible nucléaire usé présent dans un 10 assemblage combustible usé retiré d'un' réacteur à eau légère comprend des TRU tels que du Pu et des actinides mineurs. Les TRU comprennent un nucléide radioactif ayant une longue demi-vie, si bien qu'un problème urgent lié aux TRU consiste à établir un procédé pour la conservation 15 stable des nucléides radioactifs ayant une longue demi- vie. Il a été proposé que les actinides mineurs, classés parmi les déchets fortement radioactifs à longue durée de vie, c'est-à-dire les nucléides radioactifs ayant une longue demi-vie, soient récupérés par retraitement du 20 combustible nucléaire, et que les actinides mineurs soient efficacement utilisés en tant que matériau combustible nucléaire dans un réacteur surgénérateur à neutrons rapides. Dans Y. Croixmarie, et al., "Fabrication of 25 transmutation fuels and targets : the ECRIX and CAMIXCOCHix experience", Journal of Nuclear materials 320 (2003), pages 11-17, il est décrit qu'un combustible à matrice inerte préparé par mélange ensemble d'un oxyde de TRU (ou TRUOx) comme par exemple un oxyde d'américium, et 30 de MgO, qui est une matrice inerte, peut être brûlé dans un réacteur surgénérateur à neutrons rapides pour que les TRU soient transmutés, De plus, un combustible à matrice inerte contenant un oxyde de Pu et du MgO est décrit dans O. N. Nikitin, et. al., "Results of post-irradiation examinations of inert matrices fuels irradiated in BOR-60 reactor up to 19 at% of burn-up in frame of Russian-French BORA-BORA experiment", Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR09), 7-11 décembre 2009, Kyoto, Japon. Par ailleurs, dans un réacteur à neutrons rapides dans-lequel seule une pluralité d'assemblages combustibles ayant une pluralité de barres de combustible remplies d'un combustible à matrice inerte qui contient un TRUOx et du MgO, le MgO étant utilisé en tant que matrice inerte, est chargée dans le coeur, le taux de transmutation (= TRUIN - TRUouT) /TRUIN, TRUIN représente les TRU entrant et TRUouT les TRU sortant) du TRU est plus élevé que dans le cas d'un réacteur à neutrons rapides dans lequel des assemblages combustibles MOX ordinaires sont chargés dans le coeur, si bien que les TRU sont susceptibles d'être sujets à une transmutation nucléaire en nucléides radioactifs ayant une demi-vie plus courte en conséquence. Si une région de combustible de coeur est formée uniquement d'assemblages combustibles comprenant un combustible à matrice inerte, l'enrichissement des TRU devient toutefois de 100 % en poids dans la région remplie de matériau combustible nucléaire dans un coeur de réacteur à neutrons rapides. Par conséquent, comme la distribution de puissance dans la direction radiale du coeur ne peut pas être commandée en fonction de la différence d'enrichissement des TRU, la distribution de puissance dans la direction radiale du coeur dans un réacteur à neutrons rapides devient ainsi une distribution Jo (fonction de Bessel d'ordre zéro) et n'est pas aplanie. Ceci empêche une augmentation du taux de transmutation des TRU en nucléides radioactifs ayant une demi-vie plus 5 courte. À savoir, le taux auquel les TRU sont transmutés en nucléides radioactifs ne peut pas être augmenté. Un objet de la présente invention consiste à mettre à disposition un coeur d'un réacteur à neutrons rapides et un procédé de prétraitement de combustible nucléaire de 10 retraitement pouvant augmenter le taux de transmutation auquel les TRU sont transmutés en nucléides radioactifs ayant une demi-vie plus courte. À cette fin l'invention propose un coeur d'un réacteur à neutrons rapides comprenant une région de combustible de 15 coeur ayant une région de combustible de coeur intérieure et une région de combustible de coeur extérieure enfermant la région de combustible de coeur intérieure ; et une région de blindage aux rayonnements radioactifs enfermant la région de combustible de coeur extérieure et adjacente à la 20 région de combustible de coeur extérieure ; dans lequel une pluralité de premières barres de combustible remplies d'un combustible à oxyde mixte contenant un oxyde d'uranium et un oxyde de plutonium, et une pluralité de deuxièmes barres de combustible remplies 25 d'un combustible à matrice inerte contenant une matrice inerte et un TRU, sont chargées dans chacune parmi la région de combustible de coeur intérieure et la région de combustible de coeur extérieure ; et dans lequel l'enrichissement moyen en plutonium de la 30 région de combustible de coeur extérieure est supérieur à l'enrichissement moyen en plutonium de la région de combustible de coeur intérieure. Comme l'enrichissement moyen en plutonium de la région de combustible de coeur extérieure est supérieur à l'enrichissement moyen en plutonium de la région de combustible de coeur intérieure et que la pluralité de deuxièmes barres de combustible est chargée dans chacune parmi la région de combustible de coeur intérieure et la région de combustible de coeur extérieure, la distribution du taux de combustion moyen dans la direction radiale du coeur est aplani-e. Par conséquent, non seulement les TRU dans la deuxième barre de combustible présente dans la région de combustible de coeur intérieure, mais aussi les TRU dans la deuxième barre de combustible présente dans la région de combustible de coeur extérieure, sont sujets à une transmutation nucléaire en nucléides radioactifs ayant une demi-vie plus courte. Ceci augmente le taux de transmutation par lequel les TRU sont transmuté en nucléides radioactifs ayant une demi-vie plus courte, et ainsi augmente le taux de transmutation des TRU. Selon un mode de réalisation du coeur, une pluralité de premiers assemblages combustibles ayant seulement une pluralité de premières barres de combustible en tant que barres de combustible est chargée dans chacune parmi la région de combustible de coeur intérieure et la région de combustible de coeur extérieure ; et une pluralité de deuxièmes assemblages combustibles ayant seulement une pluralité de deuxièmes barres de combustible en tant que barres de combustible est chargée parmi les premiers assemblages combustibles dans chacune 30 parmi la région de combustible de coeur intérieure et la région de combustible de coeur extérieure. L'objet ci-dessus peut aussi être atteint par chargement d'une pluralité de premiers assemblages combustibles dans la région de combustible de coeur intérieure, chaque premier assemblage combustible 5 comprenant une pluralité de premières barres de combustible remplies d'un combustible à oxyde mixte contenant un oxyde d'uranium et un oxyde de plutonium, et une pluralité de deuxièmes barres de combustible remplies d'un combustible à matrice inerte contenant une matrice 10 inerte et des TRU ; et chargement d'une pluralité de deuxièmes assemblages combustibles dans la région de combustible de coeur extérieure, chaque deuxième assemblage combustible contenant une pluralité de premières barres de combustible 15 et une pluralité de deuxièmes barres de combustible, où le rapport du nombre de deuxièmes barres de combustible dans le deuxième assemblage combustible au nombre total de barres de combustible dans le deuxième assemblage combustible est inférieur au rapport du nombre 20 de deuxièmes barres de combustible dans le premier assemblage combustible au nombre total de barres de combustible dans le premier assemblage combustible. Dans un assemblage combustible usé qui contient une pluralité de premières barres de combustible qui sont 25 remplies d'un combustible à oxyde mixte comprenant un oxyde d'uranium et un oxyde de plutonium, et une pluralité de deuxièmes barres de combustible qui sont remplies d'un combustible à matrice inerte comprenant une matrice inerte et des TRU, un tube enveloppe qui enferme un faisceau de 30 la pluralité de premières barres de combustible et de la pluralité de deuxièmes barres de combustible est coupé et retiré pour que les premières barres de combustible et les deuxièmes barres de combustibles soient séparées les unes des autres, ceci permettant de retraiter séparément le combustible à oxyde mixte dans la première barre de combustible et le combustible à matrice inerte dans la deuxième barre de combustible. Par conséquent, le matériau combustible nucléaire dans l'assemblage combustible peut être retraité aisément. L'invention se rapporte également à un coeur de 10 réacteur à neutrons rapides comprenant une région de combustible de coeur comprenant une région de combustible de coeur intérieure et une région de combustible de coeur extérieure qui enferme la région de combustible de coeur intérieure ; et 15 une région de blindage aux rayonnements radioactifs enfermant la région de combustible de coeur extérieure et adjacente à la région de combustible de coeur extérieure ; dans lequel une pluralité de premiers assemblages combustibles est chargée dans la région de combustible de 20 coeur intérieure, chaque premier assemblage combustible comprenant une pluralité de premières barres de combustible remplies d'un combustible à oxydes mixtes comprenant un oxyde d'uranium et un oxyde de plutonium, et une pluralité de deuxièmes barres de combustibles remplies 25 d'un combustible à matrice inerte comprenant une matrice inerte et des éléments trans-uraniques ; et dans lequel une pluralité de deuxièmes assemblages combustibles est chargée dans la région de combustible de coeur extérieure, chaque deuxième assemblage combustible 30 comprenant une pluralité de premières barres de combustible et une pluralité de deuxièmes barres de combustible, dans lequel le rapport du nombre de deuxièmes barres de combustible dans le deuxième assemblage combustible au nombre total de barres de combustible dans le deuxième assemblage combustible est inférieur au rapport du nombre de deuxièmes barres de combustible dans le premier assemblage combustible au nombre total de barres de combustible dans le premier assemblage combustible. L'invention vise également un procédé de 10 prétraitement de combustible nucléaire de retraitement, lequel procédé comprend les étapes consistant à couper et retirer un tube enveloppe qui enferme un faisceau d' une pluralité de premières barres de combustible et d'une pluralité de deuxièmes barres de 15 combustible, la pluralité de premières barres de combustible et la pluralité de deuxièmes barres de combustible faisant partie d'un assemblage combustible usé, chacune parmi la pluralité de premières barres de combustible étant remplie d'un combustible à oxydes mixtes 20 comprenant un oxyde d'uranium et un oxyde de plutonium, et chacune parmi la pluralité de deuxièmes barres de combustible étant remplie d'un combustible à matrice inerte comprenant une matrice inerte et des éléments transuraniques ; et 25 séparer les unes des autres les premières barres de combustible et les deuxièmes barres de combustibles dans l'assemblage combustible usé. Ainsi, conformément à la présente invention, le taux de transmutation auquel des TRU sont transmutés en 30 nucléides radioactifs ayant une demi-vie plus courte peut être augmenté dans le coeur d'un réacteur à neutrons rapides. L'invention sera mieux comprise à la lecture de la description qui suit, en regard des dessins sur lesquels : la Figure 1 est une vue en coupe horizontale montrant un coeur d'un réacteur à neutrons rapides selon le mode de réalisation 1, qui est un mode de réalisation préféré de la présente invention ; la Figure 2 est une vue en coupe longitudinale montrant le coeur d'un réacteur à neutrons rapides représenté sur la Figure 1 ; la Figure 3 est une vue en coupe horizontale montrant un assemblage combustible comprenant un combustible à matrice inerte, l'assemblage combustible étant chargé dans le coeur d'un réacteur à neutrons rapides représenté sur la Figure 1 ; la Figure 4 est un graphique explicatif montrant la distribution du taux de combustion moyenne dans la direction radiale du coeur d'un réacteur à neutrons rapides représenté sur la Figure 1 ; la Figure 5 est une vue en coupe horizontale montrant un coeur d'un réacteur à neutrons rapides selon un autre exemple de réalisation, qui est un autre mode de réalisation préféré de la présente invention ; la Figure 6 est une vue en coupe transversale horizontale montrant un assemblage combustible de coeur intérieur chargé dans une région de combustible de coeur intérieure dans le coeur d'un réacteur à neutrons rapides représenté sur la Figure 5 ; la Figure 7 est une vue en coupe horizontale montrant un assemblage combustible de coeur extérieur chargé dans une région de combustible de coeur extérieure dans le coeur d'un réacteur à neutrons rapides représenté sur la Figure 5 ; la Figure 8 est une vue en coupe longitudinale montrant chacun des assemblages combustibles représentés sur les Figures 6 et 7 ; et la Figure 9 est un dessin illustrant un procédé de prétraitement d'un combustible nucléaire de retraitement d'un assemblage combustible comprenant un combustible à matrice inerte représenté sur les Figures 6 et 7, Des modes de réalisation de la présente invention vont être décrits ci-dessous. Selon un premier mode de réalisation décrit notamment en regard des figures 1 et 2, le coeur 1 d'un réacteur à neutrons rapides dans le présent mode de réalisation est disposé dans une cuve de réacteur (non représentée) du réacteur à neutrons rapides. Le coeur 1 a une région de combustible de coeur comprenant une région de combustible de coeur intérieure 2 et une région de combustible de coeur extérieure 3 qui enferme la région de combustible de coeur intérieure 2, et comprend aussi une première région de blindage aux (ou de protection contre les) rayonnements radioactifs 4 et une deuxième région de blindage aux rayonnements radioactifs 5. La première région de blindage aux rayonnements radioactifs 4 est adjacente à la région de combustible de coeur dans la direction radiale du coeur 1 de façon à enfermer la région de combustible de coeur, et la deuxième région de blindage aux rayonnements radioactifs 5 enferme la première région de blindage aux rayonnements radioactifs 4 (voir la Figure 1) Le coeur 1 est dépourvu de région de couverture dans sa direction radiale et dans sa direction axiale. Dans la direction axiale du coeur 1, une région de blindage aux rayonnements 5 radioactifs supérieure 13 est disposée au-dessus de la région de combustible de coeur intérieure 2 et de la région de combustible de coeur extérieure 3 et une région de blindage aux rayonnements radioactifs inférieure 14 est disposée au-dessous de la région de combustible de coeur 10 intérieure 2 et de la région de combustible de coeur extérieure 3 (voir la Figure 2). Le réacteur à neutrons rapides auquel le coeur 1 est appliqué utilise du sodium liquide en tant que réfrigérant. Le sodium liquide est introduit dans la cuve de réacteur. 15 La région de combustible de coeur, qui comprend la région de combustible de coeur intérieure 2 et la région de combustible de coeur extérieure 3, dans le coeur 1, est chargée d'une pluralité d'assemblages combustibles de coeur intérieurs 6 qui comprennent un combustible à oxyde mixte 20 (appelé ci-dessous combustible MOX) dans lequel un oxyde de plutonium (Pu02) et un dioxyde d'uranium appauvri (UO2) sont mélangés ensembles, une pluralité d'assemblages combustibles de coeur extérieurs 7 qui comprennent le combustible MOX, et une pluralité d'assemblages 25 combustibles (appelés ci-après l'assemblage combustible à matrice inerte) 8 qui comprend un combustible à matrice inerte. Dans l'assemblage combustible à matrice inerte 8, un faisceau d'une pluralité de barres de combustible 11 est 30 enfermé par un tube enveloppe 12, qui est cylindrique et a une section transversale horizontale hexagonale, comme le montre la Figure 3, une partie d'extrémité inférieure du tube enveloppe 12 étant attachée à une buse d'entrée. L'intérieur de chaque barre de combustible 11 est rempli d'un combustible à matrice inerte. La longueur de combustible actif de la barre de combustible 11 remplie du combustible à matrice inerte est d'environ 140 cm. Le combustible à matrice inerte, qui est un mélange d'un oxyde de TRU (TRUOx) et de MgO servant de matrice inerte, utilise 75 % en poids de TRUOx et 25 % en poids de MgO. L'assemblage combustible à matrice inerte 8 est dépourvu d'uranium. La matrice inerte peut être en Zr02 ou A1203 au lieu du MgO. La pluralité d'assemblages combustibles à matrice inerte 8 est chargée dans la région de combustible de coeur intérieure 2 et la région de combustible de coeur extérieure 3 de façon à être dispersée à intervalles réguliers, comme le montre la Figure 1. Dans l'assemblage combustible de coeur intérieur 6 et l'assemblage combustible de coeur extérieur 7 également, un faisceau d'une pluralité de barres de combustible est enfermé par un tube enveloppe 12, qui est cylindrique et a une section transversale horizontale hexagonale, l'extrémité inférieure du tube enveloppe 12 étant attachée à une buse d'entrée, tout comme dans l'assemblage combustible à matrice inerte 8. Chaque barre de combustible dans l'assemblage combustible de coeur intérieur 6 et l'assemblage combustible de coeur extérieur 7 est remplie de combustible MOX, contrairement à la barre de combustible 11. La longueur de combustible active de chacune des barres de combustible remplies du combustible MOX dans l'assemblage combustible de coeur intérieur 6 et l'assemblage combustible de coeur extérieur 7 est également d'environ 140 cm. L'enrichissement en Pu du combustible MOX se trouvant dans chaque barre de combustible dans l'assemblage combustible de coeur intérieur 6, qui est chargé dans la région de combustible de coeur 2 et a un taux de combustion de 0 GWd/t, est de 11,4 % en poids. L'enrichissement en Pu du combustible MOX se trouvant dans chaque barre de combustible dans l'assemblage combustible de coeur extérieur 7, qui est chargé dans la région de combustible de coeur extérieure 3 et a un taux de combustion de 0 GWd/t, est de 15,8 % en poids. Les TRU se trouvant dans le combustible à. matrice inerte dans l'assemblage combustible à matrice inerte 8 sont obtenus par retraitement d'un assemblage combustible usé retiré d'un réacteur à eau légère. Le Pu présent dans l'assemblage combustible de coeur intérieur 6 et l'assemblage combustible de coeur extérieur 7 est également obtenu par retraitement d'un assemblage combustible usé retiré du réacteur à eau légère. La pluralité d'assemblages combustibles de coeur intérieurs 6 est disposée dans la région de combustible de coeur intérieure 2. Toutefois, ceux-ci ne sont pas disposés dans la région de combustible de coeur extérieure 3. La pluralité d'assemblages combustibles de coeur extérieurs 7 est disposée dans la région de combustible de coeur extérieure 3. Toutefois, ceux-ci ne sont pas disposés dans la région de combustible de coeur intérieure 2. L'assemblage combustible à matrice inerte 8 a un cbrps inférieur de blindage aux rayonnements radioactifs (non représenté) dans le tube enveloppe 12 en une position entre l'extrémité inférieure de chaque barre de combustible 11 et l'extrémité supérieure de la buse d'entrée, et également a un corps supérieur de blindage aux rayonnements radioactifs (non représenté) dans le tube hexagonal 12 en une position au-dessus de l'extrémité supérieure de chaque barre de combustible 11. De façon similaire, chacun parmi l'assemblage combustible de coeur intérieur 6 et l'assemblage combustible de coeur extérieur 7 a un corps inférieur de blindage aux rayonnements radioactifs (non représenté) dans le tube enveloppe 12 en une position entre l'extrémité inférieure de chaque barre de combustible et l'extrémité supérieure de la buse d'entrée, et également a un corps supérieur de blindage aux rayonnements radioactifs (non représenté) dans le tube enveloppe 12 en une position au-dessus de l'entrémité supérieure de chaque barre de combustible. Chacun des corps inférieurs de blindage aux rayonnements radioactifs dans l'assemblage combustible de coeur intérieur 6, l'assemblage combustible de coeur extérieur 7, et l'assemblage combustible à matrice inerte 8, a des premiers trajets de sodium par l'intermédiaire desquels du sodium liquide est délivré depuis la buse d'entrée parmi les barres de combustible. Chacun des corps supérieurs de blindage aux rayonnements radioactifs dans l'assemblage combustible de coeur intérieur 6, l'assemblage combustible de coeur extérieur 7, et l'assemblage combustible à matrice inerte 8 a des deuxièmes trajets de sodium par lesquels le sodium liquide dirigé parmi les barres de combustibles est évacué. La région supérieure de blindage aux rayonnements radioactifs 13 est formée par les corps supérieurs de blindage aux rayonnements radioactifs de l'assemblage combustible de coeur intérieur 6, de l'assemblage combustible de coeur extérieur 7, et de l'assemblage combustible à matrice inerte 8. La région inférieure de blindage aux rayonnements radioactifs 14 est formée par les corps inférieurs de blindage aux rayonnements radioactifs de l'assemblage combustible de coeur intérieur 6, de l'assemblage combustible de coeur extérieur 7, et de l'assemblage combustible à matrice inerte 8. Une pluralité de corps de blindage aux rayonnements radioactifs en acier inoxydable 9 est disposée dans la première région de blindage aux rayonnements radioactifs 4.- Chaque corps de blindage aux rayonnements radioactifs en acier inoxydable 9 est formé par enfermement d'une pluralité de barres en acier inoxydable dans un tube enveloppe qui est cylindrique et a une coupe transversale horizontale hexagonale. Une pluralité de corps de blindage aux rayonnements radioactifs en B4C 10 est disposée dans la deuxième région de blindage aux rayonnements radioactifs 5. Chaque corps de blindage aux rayonnements radioactifs en B4C 10 est formé par enfermement d'une pluralité de barres absorbant les neutrons remplies de B4C, qui est un matériau absorbant les neutrons, dans un tube enveloppe qui est cylindrique et a une coupe transversale horizontale hexagonale. Quand le réacteur à neutrons rapides est démarré dans un certain cycle de fonctionnement, certaines des barres de commande (non représentées) insérées dans le coeur 1 sont complètement retirées du coeur 1. Le réacteur à neutrons rapides est ensuite mis en fonctionnement à une puissance de réacteur nominale, les barres de commande restantes étant insérées dans le coeur 1. Dans la cuve de réacteur, du sodium liquide est fourni à chacun parmi l'assemblage combustible de coeur intérieur 6, l'assemblage combustible de coeur extérieur 7, et l'assemblage combustible à matrice inerte 8, Dans l'assemblage combustible de coeur intérieur 6 et l'assemblage combustible de coeur extérieur 7, le sodium liquide est chauffé par la chaleur générée du fait de la fission nucléaire du Pu, qui élève la température du sodium liquide. En d'autres termes, chaque barre de combustible dans l'assemblage combustible de coeur intérieur 6 et l'assemblage combustible de coeur extérieur 7 est refroidie par le sodium liquide. Dans l'assemblage combustible à matrice inerte 8, le sodium liquide est chauffé par la chaleur générée du fait de la fission nucléaire des TRU fissiles. En d'autres termes, chaque barre de combustible remplie du combustible à matrice inerte est refroidie. Des TRU dans l'assemblage combustible à matrice inerte 8 sont convertis en nucléides radioactifs ayant une demi-vie plus courte du fait de la transmutation nucléaire. À savoir, des TRU dans l'assemblage combustible à matrice inerte 8 sont transmutés durant le fonctionnement du réacteur à neutrons rapide. Dans le coeur 1 selon le présent mode de réalisation, l'enrichissement en Pu de l'assemblage combustible de coeur extérieur 7 qui est chargé dans la région de combustible de coeur extérieure et a un taux de combustion de 0 GWd/t est supérieur à l'enrichissement en Pu de l'assemblage combustible de coeur intérieur 6 qui est chargé dans la région de combustible de coeur intérieur 2 et a un taux de combustion de 0 GWd/t, si bien que la distribution de puissance dans la direction radiale du coeur 1 est aplanie. Par conséquent, le taux de combustion moyen dans la région de combustible de coeur extérieure 3 est augmenté et la distribution de taux de combustion dans la direction radiale du coeur 1 est aplanie, comme l'indique la ligne en trait plein 15 sur la Figure 4. À titre de comparaison, dans un coeur d'un réacteur à neutrons rapides dans lequel seuls des assemblages combustibles à matrice inerte 8 contenant seulement un combustible à matrice inerte comprenant 50 % en poids de TRUOx et 50 % en poids de MgO en tant que matériau combustible nucléaire sont chargés dans la région de combustible de coeur comprenant la région de combustible de coeur intérieure 2 et la région de combustible de coeur extérieure 3, le taux de combustion moyen dans la région de combustible de coeur extérieure est inférieur au taux de combustion moyen dans la région de combustible de coeur intérieure, si bien que la distribution du taux de combustion dans la direction radiale de ce coeur devient telle qu'indiquée par la ligne de tirets 16 sur la Figure 4. La distribution du taux de combustion moyen dans la direction radiale du coeur 1 du réacteur à neutrons rapides dans le présent mode de réalisation est aplanie en comparaison avec le cas du coeur du réacteur à neutrons rapides dans lequel seuls les assemblages combustibles à matrice inerte 8 sont chargés dans la région de combustible de coeur. Comme la distribution du taux de combustion dans la direction radiale est aplanie dans le réacteur à neutrons rapides dans le présent mode de réalisation, non seulement les TRU présents dans l'assemblage combustible à matrice inerte 8 chargé dans la région de combustible de coeur intérieure 2, mais aussi les TRU- présents dans l'assemblage combustible à matrice inerte 8 chargé dans la région de combustible de coeur extérieure 3, sont transmutés en nucléides radioactifs ayant une demi-vie plus courte. Par conséquent, dans le coeur 1 dans le présent mode de réalisation, le taux de transmutation de TRU selon lequel 5 les TRU sont transmutés en nucléides radioactifs ayant une demi-vie plus courte est augmenté en comparaison avec le cas du coeur du réacteur à neutrons rapides dans lequel seuls les assemblages combustibles à matrice inerte 8 sont chargés dans la région de combustible de coeur, comme 10 l'indique la ligne de tirets 16. Comme, dans le présent mode de réalisation, la distribution de puissance dans la direction radiale du coeur 1 est plus aplanie que la distribution de puissance dans la direction radiale du coeur du réacteur à neutrons 15 rapides dans lequel seuls les assemblages combustibles à matrice inerte 8 sont chargés dans la région de combustible de coeur, la taille du coeur 1 peut être rendue inférieure à la taille du dernier coeur de réacteur, ce qui par conséquent augmente la fuite de neutrons. Par suite, 20 l'enrichissement en TRU de la région de combustible de coeur dans le coeur 1 peut être augmenté, si bien que le taux de transmutation selon lequel les TRU sont transmutés en nucléides radioactifs ayant une demi-vie plus courte peut être augmenté de manière correspondante. 25 Comme décrit ci-dessus, le taux de transmutation de TRU selon lequel les TRU dans le coeur 1 dans le présent mode de réalisation sont transmutés en nucléides radioactifs ayant une demi-vie plus courte peut être augmenté. 30 Selon un deuxième mode de réalisation, décrit en référence à la Figure 5, le coeur lA d'un réacteur à neutrons rapides a une structure selon, laquelle, dans le coeur 1 du réacteur ,à neutrons rapides du mode de réalisation 1, la région de combustible de coeur intérieure 2 dans le coeur 1 est remplacée par une région de combustible de coeur intérieure 2A, et la région de combustible de coeur extérieure 3 dans le coeur 1 est remplacée par une région dé combustible de coeur extérieure 3A. Les autres structures du coeur lA sont les mêmes que celles du coeur 1. Dans le coeur lA du présent mode de réalisation, une pluralité d'assemblages combustibles de coeur intérieurs 6A est chargée dans la région de combustible de coeur intérieure 2A et une pluralité d'assemblages combustibles de coeur extérieur 7A est chargée dans la région de combustible de coeur extérieure 3A. Dans chaque assemblage combustible de coeur intérieur 6A, une pluralité de barres de combustible 17 et une pluralité de barres de combustible 18 sont enfermées dans un tube enveloppe 12, dont l'extrémité inférieure est attachée à une buse d'entrée, comme le montre la Figure 6. L'intérieur de la barre de combustible 17 est rempli d'un combustible MOX. L'intérieur de la barre de combustible 18 est rempli d'un combustible à matrice inerte dans lequel 50 % en poids de TRUOx et 50 % en poids de MgO sont mélangés ensemble. Dans chaque assemblage combustible de coeur extérieur 7A, une pluralité de barres de combustible 17 et une pluralité de barres de combustible 18 sont enfermées dans un tube enveloppe 12, dont l'extrémité inférieure est attachée à une buse d'entrée, comme le montre la Figure 7. L'intérieur de la barre de combustible 17 est rempli d'un combustible MOX. Dans l'assemblage combustible de coeur intérieur 6A et l'assemblage combustible de coeur extérieur 7A, la longueur axiale de la barre de combustible 18 remplie d'un combustible à matrice inerte est plus courte que la longueur axiale de la barre de combustible 17 remplie d'un combustible MOX, comme le montre la Figure 8. Une raison pour laquelle la longueur axiale de la barre de combustible 18 est plus courte va être expliquée ci-après. Comme le combustible à matrice inerte présent dans la barre de combustible 18 comprend une matrice inerte telle que MgO et que le stock de combustible (métal lourd) est réduit, la quantité de produits de fission générés lors de la fission nucléaire est inférieure au cas du combustible MOX. De plus, la quantité de gaz rares libérés vers un collecteur de gaz dans la barre de combustible est plus faible, les gaz rares constituant une partie des produits de fission. Par conséquent, la longueur du collecteur de gaz qui est formé au-dessus d'une région remplie d'un matériau combustible nucléaire dans la barre de combustible 18 devient plus courte que la longueur du collecteur de gaz dans la barre de combustible 17. Par conséquent, la longueur axiale de la barre de combustible 18 devient plus courte que la longueur axiale de la barre de combustible 17. Dans le mode de réalisation 1 également, la longueur axiale de la barre de combustible 11 dans l'assemblage combustible à matrice inerte 8 est plus courte que la longueur axiale de chaque barre de combustible dans l'assemblage combustible de coeur intérieur 6 et l'assemblage combustible de coeur extérieur 7. Tout comme l'assemblage combustible de coeur intérieur 6 et l'assemblage combustible de coeur extérieur 7, l'assemblage combustible de coeur intérieur 6A et l'assemblage combustible de coeur extérieur 7A ont un corps inférieur de blindage aux rayonnements radioactifs (non représenté) dans le tube enveloppe 12 en une position entre 5 l'extrémité inférieure de chaque barre de combustible et l'extrémité supérieure de la buse d'entrée, et aussi. ont un corps supérieur de blindage aux rayonnements radioactifs (non représenté) dans le tube enveloppe 12 en une position au-dessus de l'extrémité supérieure de chaque 10 barre de combustible. Le nombre total de barres de combustible 17 et de barres de combustible 18 dans l'assemblage combustible de coeur intérieur 6A est égal au nombre total de barres de combustible 17 et de barres de combustible 18 dans 15 l'assemblage combustible de coeur extérieur 7A. Le rapport du nombre de barres de combustible 18 comprenant un combustible à matrice inerte au nombre total de barres de combustible dans l'assemblage combustible de coeur intérieur 6A est supérieur au rapport du nombre de barres 20 de combustible 18 comprenant un combustible à matrice inerte au nombre total de barres de combustible dans l'assemblage combustible de coeur extérieur 7A. En d'autres termes, la proportion de barres de combustible dans l'assemblage combustible de coeur extérieur 7A est 25 inférieure à la proportion de barres de combustible dans l'assemblage combustible de coeur intérieur 6A. L'assemblage combustible de coeur intérieur 6A et l'assemblage combustible de coeur extérieur 7A ont tous deux un enrichissement en Pu de 13,3 % en poids. 30 Comme, dans le présent mode de réalisation, le rapport du nombre de barres de combustible 18 au nombre total de barres de combustible dans l'assemblage combustible de coeur intérieur 6A est supérieur au rapport du nombre de barres de combustible 18 au nombre total de barres de combustible dans l'assemblage combustible de coeur extérieur 7A, la distribution de puissance dans la direction radiale du coeur lA est aplanie et la distribution du taux de combustion moyen dans la direction radiale du coeur lA est également aplanie. Le présent mode de réalisation peut atteindre les effets générés par le premier mode de réalisation. Dans le présent mode de réalisation, la distribution de puissance dans la direction radiale du coeur est localement réduite aux positions où est disposé l'assemblage combustible à matrice inerte 8 dans lequel un combustible MOX n'est pas présent. Toutefois, dans le présent mode de réalisation, comme l'assemblage combustible de coeur intérieur 6A et l'assemblage combustible de coeur extérieur 7A comprennent les barres de combustible 17 remplies d'un combustible MOX et que le nombre de barres de combustible 18 remplies d'un combustible à matrice inerte dans l'assemblage combustible de coeur intérieur 6A et l'assemblage combustible de coeur extérieur 7A est inférieur au nombre de barres de combustible 11 dans l'assemblage combustible à matrice inerte 8, il est possible d'empêcher une chute locale de la distribution de puissance dans la direction radiale du coeur, qui se produit dans le premier mode de réalisation. Par conséquent, le taux de transmutation des TRU en nucléides radioactifs ayant une demi-vie plus courte est encore augmenté en comparaison avec le mode de réalisation 1. Un procédé de prétraitement de combustible nucléaire de retraitement selon un mode de réalisation de l'invention va maintenant être décrit en référence à la Figure 9, Quand chacun parmi l'assemblage combustible de coeur intérieur 6A et l'assemblage combustible de coeur extérieur 7A chargés dans le coeur lA dans le mode de réalisation 2 arrive en fin de vie, il est retiré du coeur lA en tant qu'assemblage combustible usé et est déplacé vers l'extérieur de la cuve de réacteur, après quoi l'assemblage combustible usé est retraité. Le combustible MOX dans la barre- de. combustible 17 et les TRUOx présents dans le combustible à matrice inerte dans la barre de combustible 18 peuvent être retraités par un procédé Purex conventionnel. Toutefois, si l'assemblage combustible de coeur intérieur 6A usé et l'assemblage combustible de ccéur extérieur 7A usé sont simplement coupés, le MgO présent dans le combustible à matrice inerte dans toutes les barres de combustible 18 et le combustible MOX qui est dépourvu de MgO dans toutes les barres de combustible 17 sont mélangés ensemble et le mélange est retraité. En tant que procédé de traitement, un procédé Purex ou un procédé Purex avancé est appliqué. Dans ces procédés, le MgO est considéré comme une impureté. Le MgO se dissout dans l'acide nitrique qui dissout le combustible nucléaire usé dans le procédé Purex, si bien qu'après que les TRU, qui constituent un matériau combustible nucléaire, ont été récupérés, le MgO est transféré vers les eaux usées et devient un matériau de rebut. Dans le retraitement auquel le procédé Purex est appliqué, la barre de combustible 17 et la barre de 30 combustible 18 sont dissoutes dans de l'acide nitrique et les TRU, qui constituent un matériali combustible nucléaire, sont récupérés à partir de la solution résultante, comme décrit ci-dessus. Si un procédé pour dissoudre le combustible à matrice inerte contenant du MgO et un procédé pour dissoudre le combustible MOX sans MgO sont effectués séparément durant la récupération des TRU, le volume total de matériau dissous comprenant du MgO est réduit et le retraitement peut être simplifié en comparaison avec le cas où du MgO inclus dans le combustible à matrice inerte est présent dans une solution obtenue par dissolution de toutes les barres de combustible 17 et de toutes les barres de combustible 18. Par conséquent, les inventeurs ont eu comme idée que les barres de combustible 17 et les barres de combustible 18 dans l'assemblage combustible de coeur intérieur 6A usé et l'assemblage combustible de coeur extérieur 7A usé devraient être séparées à l'avance en fonction de la différence de longueur entre une barre de combustible 17 et une barre de combustible 18 avant que l'assemblage combustible de coeur intérieur 6A usé et l'assemblage combustible de coeur extérieur 7A usé soient retraités. Le procédé de prétraitement de combustible nucléaire de retraitement, auquel s'applique cette idée, va être décrit ci-dessous. Premièrement, seul le tube enveloppe 12 de l'assemblage combustible de coeur intérieur 6A usé est coupé et est retiré. Les barres de combustible 18 sont séparées de l'assemblage combustible de coeur intérieur 6A, dont le tube enveloppe 12 a été retiré, en fonction de la différence de longueur axiale entre une barre de combustible 17 et une barre de combustible 18, la barre de combustible 18 étant plus courte que la barre de combustible 17. Pour séparer les barres de combustible 18, on utilise un dispositif de retrait de barre de combustible 19 représenté sur la Figure 9. Le dispositif de retrait de barre de combustible 19 a un poteau autoporteur 21 et un 5 bras 20 attaché au poteau 21 de façon à pouvoir se déplacer verticalement. Le poteau 21 s'étend verticalement. Le bras 20 est disposé perpendiculairement au poteau 21. Une pluralité d'outils de maintien de barre de combustible (non représentés) est attachée au bras 20. 10 La buse d'entrée, à partir de laquelle le tube hexagonal 12 est retiré et qui supporte une pluralité de barres de combustible 17 et une pluralité de barres de combustible 18, est maintenue par un dispositif de maintien (non représenté) du dispositif de retrait de barre de 15 combustible 19. Ensuite, chaque barre de combustible 17 et chaque barre de combustible 18 supportées par la buse d'entrée sont disposées verticalement de façon à être parallèles au poteau 21. Le bras 20 est ensuite abaissé le long du poteau 21. Lès outils de maintien de barre de 20 combustible attachés au bras 20 maintiennent les parties d'extrémité supérieure de la pluralité de barres de combustibles 17, qui sont plus longues que les barres de combustible 18 et sont alignées. Quand le bras 20 est remonté, les barres de combustibles 17 maintenues par les 25 outils de maintien de barre de combustible concernés sont soulevées et sont retirées de la buse d'entrée. Quand le bras 20 et les outils de maintien de barre de combustible sont actionnés de cette manière, la pluralité de barres de combustible 17 est retirée de la buse d'entrée, une rangée 30 à la fois, et toutes les barres de combustible 17 sont .finalement retirées de la buse d'entrée. Dans cet état, seules les barres de combustible 18 remplies d'un combustible à matrice inerte sont supportées par la buse d'entrée. Les barres de combustible 17 et les barres de combustible 18 dans l'assemblage combustible de coeur extérieur 7A usé sont également séparées les unes des autres de la même manière que dans le cas de l'assemblage combustible de coeur intérieur 6A usé. Les barres de combustible 17 remplies d'un 10 combustible MOX et séparées comme décrit ci-dessus sont retraitées dans le procédé Purex. Les barres de combustible 18 remplies d'un combustible à matrice inerte sont dissoutes dans de l'acide nitrique lors d'un procédé de retraitement autre que le procédé de retraitement pour les 15 barres de combustible 17. Pour récupérer les TRU (Pu et actinides mineurs), qui constituent un matériau combustible nucléaire, de la solution d'acide nitrique dans laquelle le combustible à matrice inerte est dissous, on utilise un matériau d'extraction qui peut extraire 20 sélectivement le Pu et les actinides mineurs dissous dans la solution d'acide nitrique. Le MgO dissous dans l'acide nitrique est transféré vers les eaux usées et devient un matériau de rebut. Conformément au présent mode de réalisation, quand 25 les barres de combustible 17 remplies d'un combustible MOX et les barres de combustible 18 remplies d'un combustible à matrice inerte font partie d'un assemblage combustible usé, les barres de combustible 17 et les barres de combustible 18 peuvent être séparées les unes des autres 30 et le combustible MOX se trouvant dans les barres de combustible 17 séparées et le combustible à matrice inerte se trouvant dans les barres de combustible 18 séparées peuvent être retraités séparément. En conséquence, le retraitement de matériaux combustibles nucléaires (par exemple un combustible MOX et un TRUOx) peut être aisément effectué. Bien que les modes de réalisation ci-dessus aient été décrits avec utilisation de matériaux nucléaires de type oxyde, ces modes de réalisation peuvent aussi s'appliquer à des matériaux combustibles nucléaires de type nitrure.10 REVENDICATIONS1. Coeur (1) de réacteur à neutrons rapides comprenant : une région de combustible de coeur comprenant une région de combustible de coeur intérieure (2 ; 2A) et une région de combustible de coeur extérieure (3 ; 3A) qui enferme la région de combustible de coeur intérieure (2 ; 2A) ; et une région de blindage aux rayonnements radioactifs (4, 5) enfermant la région de combustible de coeur extérieure (3 ; 3A) et adjacente à la région de combustible de coeur extérieure (3 ; 3A) ; dans lequel une pluralité de premières barres de combustible remplies d'un combustible à oxydes mixtes incluant un oxyde d'uranium et un oxyde de plutonium, et une pluralité de deuxièmes barres de combustible remplies d'un combustible à matrice inerte contenant une matrice inerte et des éléments trans-uraniques, sont chargées dans chacune parmi la région de combustible de coeur intérieure (2 ; 2A) et la région de combustible de coeur extérieure (3 ; 3A) ; et dans lequel un enrichissement moyen en plutonium dans la région de combustible de coeur extérieure (3 ; 3A) est 25 supérieur à un enrichissement moyen en plutonium dans la région de combustible de coeur intérieure (2 ; 2A), 2. Coeur de réacteur à neutrons rapides selon la revendication 1, dans lequel 30 une pluralité de premiers assemblages combustibles (6) ayant seulement une pluralité de premières barres decombustible en tant que barres de combustible est chargée dans chacune parmi la région de combustible de coeur intérieure (2) et la région de combustible de coeur extérieure (3) ; et une pluralité de deuxièmes assemblages combustibles (8) ayant seulement une pluralité de deuxièmes barres de combustible (11) en tant que barres de combustible est chargée parmi les premiers assemblages combustibles dans chacune parmi la région de combustible de coeur intérieure (2) et la région de combustible de coeur extérieure (3). 3 Coeur de réacteur à neutrons rapides comprenant : une région de combustible de coeur comprenant une région de combustible de coeur intérieure (2 ; 2A) et une région de combustible de coeur extérieure (3 ; 3A) qui enferme la région de combustible de coeur intérieure (2 ; 2A) ; et une région de blindage aux rayonnements radioactifs (4, 5) enfermant la région de combustible de coeur 20 extérieure (3 ; 3A) et adjacente à la région de combustible de coeur extérieure (3 ; 3A) ; dans lequel une pluralité de premiers assemblages combustibles (6A) est chargée dans la région de combustible de coeur intérieure (2A), chaque premier assemblage 25 combustible (6A) comprenant une pluralité de premières barres de combustible (17) remplies d'un combustible à oxydes mixtes comprenant un oxyde d'uranium et un oxyde de plutonium, et une pluralité de deuxièmes barres de combustibles (18) remplies d'un combustible à matrice 30 inerte comprenant une matrice inerte et des éléments transuraniques ; et dans lequelune pluralité de deuxièmes assemblages combustibles (7A) est chargée dans la région de combustible de coeur extérieure (3A), chaque deuxième assemblage combustible (7A) comprenant une pluralité de premières barres de combustible (17) et une pluralité de deuxièmes barres de combustible (18), dans lequel le rapport du nombre de deuxièmes barres de combustible (18) dans le deuxième assemblage combustible (7A) au nombre total de barres de combustible (17, 18) dans le deuxième assemblage combustible (7A) est inférieur au rapport du nombre de deuxièmes barres de combustible (18) dans le premier assemblage combustible (6A) au nombre total de barres de combustible (17, 18) dans le premier assemblage combustible (6A), 4. Procédé de prétraitement de combustible nucléaire de retraitement, lequel procédé comprend les étapes consistant à couper et retirer un tube enveloppe (12) qui enferme un faisceau d'une pluralité de premières barres de combustible (17) et d'une pluralité de deuxièmes barres de combustible (18), la pluralité de premières barres de combustible (17) et la pluralité de deuxièmes barres de combustible (18) faisant partie d'un assemblage combustible (6A ; 7A) usé, chacune parmi la pluralité de premières barres de combustible (17) étant remplie d'un combustible à oxydes mixtes comprenant un oxyde d'uranium et un oxyde de plutonium, et chacune parmi la pluralité de deuxièmes barres de combustible (18) étant remplie d'un combustible à matrice inerte comprenant une matrice inerte et des éléments trans-uraniques ; etséparer les unes des autres les premières barres de combustible (17) et les deuxièmes barres de combustibles (18) dans l'assemblage combustible (6A ; 7A) usé.