FR 3057988 A1 20180427 FR 1759975 A 20171023 [DESCRIPTION] [Titre de l' Invention] COEUR DE RÉACTEUR À NEUTRONS RAPIDES [Domaine technique] La présente invention se rapporte à un coeur d' un réacteur 5 à neutrons rapides pour l' amélioration de la sécurité afin de prévenir les dommages au coeur dans l' hypothèse d' un accident de retrait par erreur d' une barre de commande dans un réacteur à neutrons rapides. [État antérieur de la technique] 10 En ce qui concerne un nouvel assemblage combustible et un coeur d' un réacteur à neutrons rapides, tels que décrits dans la publication NPL 1, dans un réacteur surgénérateur à neutrons rapides, un coeur est placé dans une cuve de réacteur et du caloporteur sodium liquide est amené à remplir la cuve du 15 réacteur. L' assemblage combustible chargé dans le coeur comprend une pluralité de barres de combustible dans lesquelles de l' uranium appauvri (U-238) enrichi en plutonium est enfermé, un tube hexagonal entourant la pluralité de barres de combustible groupées en faisceaux, une buse d' entrée qui 20 supporte les parties d' extrémité inférieures de ces barres de combustible et un écran de protection neutronique situé sur le côté inférieur des barres de combustible et une sortie de caloporteur située sur le côté supérieur des barres de combustible. 25 Le coeur du réacteur surgénérateur à neutrons rapides 1 3057988 comprend une zone de combustible de coeur qui comprend une zone de combustible de coeur interne et une zone de combustible de coeur externe, une zone de combustible de couverture entourant la zone de combustible de coeur et une zone d' écran de protection 5 entourant la zone de combustible de couverture. Dans le cas d'un coeur homogène classique, l' enrichissement en Pu de l' assemblage combustible chargé dans la zone de coeur externe est plus élevé que l' enrichissement en Pu de 1' assemblage combustible chargé dans la zone de combustible de coeur interne. 10 En conséquence, la distribution radiale d' énergie du coeur est aplatie. Les exemples de la forme d'un matériau combustible nucléaire logé dans chaque barre de combustible de l' assemblage combustible comprennent un combustible métallique, un 15 combustible nitrure et un combustible oxyde. Parmi ceux-ci, le combustible oxyde est celui sur lequel on a le plus d' expérience. Un combustible oxyde mixte dans lequel des oxydes de chacun du Pu et de l'uranium appauvri sont mélangés, à savoir 20 des pastilles de combustible MOX, est amené à remplir une partie axialement centrale dans la barre de combustible à une hauteur d' environ 80 à 100 cm. En outre, dans la barre de combustible, une zone de couverture axiale remplie d'une pluralité de pastilles de dioxyde d'uranium constituées d'uranium appauvri 25 est disposée sur les côtés aussi bien supérieur qu'inférieur 2 3057988 d'une zone remplie du combustible MOX. Un assemblage combustible de coeur interne chargé dans la zone de combustible de coeur interne et un assemblage combustible de coeur externe chargé dans la zone de combustible de coeur externe comprennent une pluralité de barres de combustible remplies d' une pluralité de pastilles du combustible MOX de cette manière. L'enrichissement en Pu de l'assemblage combustible de coeur externe est plus élevé que celui de l'assemblage combustible de coeur interne. Dans la zone de combustible de couverture entourant la zone de combustible de coeur, un assemblage combustible de couverture comprenant une pluralité de barres de combustible remplies d'une pluralité de pastilles de dioxyde d'uranium constituées d'uranium appauvri est chargé. Parmi les neutrons générés par la fission nucléaire qui se produit dans l'assemblage combustible chargé dans la zone de combustible de coeur, un neutron qui fuit de la zone de combustible de coeur est absorbé par l'U-238 dans chaque barre de combustible de l'assemblage combustible de couverture chargé dans la zone de combustible de couverture. En conséquence, du Pu-239 qui est un nucléide fissile est produit dans chaque barre de combustible de l'assemblage combustible de couverture. En outre, au moment du démarrage et de l'arrêt du réacteur surgénérateur à neutrons rapides et au moment de l'ajustement 25 de la production en sortie du réacteur nucléaire, une barre 3 3057988 de commande est utilisée. La barre de commande comprend une pluralité de barres d' absorption de neutrons dans lesquelles des pastilles de carbure de bore (B4C) sont enfermées dans un tube de gainage constitué d' acier inoxydable et elle est conçue 5 de façon telle que ces barres d' absorption de neutrons sont logées dans un tube hexagonal ayant une section transversale hexagonale régulière de la même manière que l' assemblage combustible de coeur interne et l' assemblage combustible de coeur externe. Le système de barres de commande est constitué de deux 10 systèmes indépendants : un système d' arrêt de réacteur principal et un système d' arrêt de réacteur secondaire et il est possible d' effectuer un arrêt d' urgence du réacteur surgénérateur à neutrons rapides par un seul du système d' arrêt de réacteur principal et du système d' arrêt de réacteur 15 secondaire. D'un autre côté, en général, la réactivité de la combustion du réacteur à neutrons rapides est d' environ Ak/kk' de 3 % et lorsqu'un accident dans lequel un retrait par erreur d' une barre de commande et un échec d' arrêt d' urgence se 20 superposent (UTOP : surcharge transitoire non protégée, ci-après appelée une « UTOP ») est présumé, il est possible que la densité de puissance au voisinage de la barre de commande change et que la puissance linéaire (W/cm) puisse dépasser la limite de conception. Si une telle augmentation de la puissance linéaire pendant une UTOP peut être évitée, une marge thermique 4 3057988 peut être accrue et, de plus, la sécurité du coeur peut être améliorée. Afin d'éviter l'augmentation de la puissance linéaire pendant une UTOP, il est efficace de réduire la réactivité de la combustion de manière à réduire la réactivité 5 de commande requise par barre de commande pour la compensation de la réactivité de la combustion. Par exemple, la publication PTL 1 divulgue qu' un matériau combustible dans un élément combustible (une aiguille de combustible) logé dans un assemblage combustible chargé dans 10 un coeur d'un réacteur à neutrons rapides est conçu de façon telle que l' enrichissement en TRU (éléments transuraniens) contenant un actinide mineur (MA, ci-après appelé un « MA ») est fixé à 5 % à 30 % et l' enrichissement en Pu fissile est fixé à 9 % à 12 %. Il est décrit que selon cela, un réacteur 15 surgénérateur à neutrons rapides capable de fournir une puissance électrique requise sans réalimentation en combustible pendant toute la durée de vie de l' installation d'une centrale nucléaire peut être réalisé, le facteur de charge est amélioré et la durée de vie du combustible est 20 prolongée et, par conséquent, la rentabilité économique peut être grandement améliorée. [Liste de références citées] [Publications de type brevet] [PTL 1] JP-A-5-52981 25 [Publications de type non-brevet] 5 3057988 [NPL 1] « Genshiro Butsuri Nyumon (Introduction of Nuclear Reactor Physics) » écrit par Naohiro Hirakawa et Tomohiko Iwasaki, Tohoku University Press, Sendai, pp. 279-286, 30 octobre 2003 5 [NPL 2] Preparation of Fast Reactor Group Constant Sets UFLIB. J40 et JFS-3-J4.0 sur la base des données JENDL-4.0, Kazuteru Sugino, Tomoyuki Jin, Taira Hazama, Kazuyuki Numata, données JAEA/Code 2011-017, (2011) [NPL 3] « SLAROM-UF: Ultra Fine Group Cell Calculation 10 Code for Fast Reactor-Version 20090113- », Taira Hazama, et al., JAEA-Review 2009-003, (2009) [NPL 4] T. R. Fowler, D. R. Vondy et G. W. Cunningham : Nuclear Reactor Code Analysis Code : CITATION : ORNL/TM-2469 Rev. 2 (1971) 15 [Résumé de 1' invention] [Problème technique] Cependant, selon la configuration de la publication PTL 1, le chargement de MA dans le combustible de coeur du réacteur à neutrons rapides entraîne une augmentation 20 considérable de la réactivité cavitaire. En outre, dans le coeur du réacteur à neutrons rapides pendant une UTOP, on a besoin de la réduction de réactivité de la combustion, mais cependant, dans la publication PTL-1, ce point n' est pas du tout considéré. Au vu de cela, la présente invention fournit un coeur d'un 25 réacteur à neutrons rapides permettant d' améliorer la sécurité 6 3057988 par réduction de la réactivité de la combustion de manière à réduire la réactivité appliquée au coeur pour une UTOP tout en supprimant l'augmentation de la réactivité cavitaire. [Solution au problème] 5 Afin d'atteindre l'objectif ci-dessus, un coeur d'un réacteur à neutrons rapides selon la présente invention est caractérisé en ce que le coeur comprend une zone de combustible de coeur interne et une zone de combustible de coeur externe entourant la zone de combustible de coeur interne dans la 10 direction radiale du coeur et un assemblage combustible dans lequel du combustible MOX est logé dans un tube hexagonal est chargé dans la zone de combustible de coeur interne et la zone de combustible de coeur externe et au moins l'assemblage combustible chargé dans la zone de combustible de coeur interne 15 inclut un combustible de couverture interne comprenant de l' oxyde d' uranium appauvri contenant un actinide mineur en tant que combustible dans une partie axialement pratiquement centrale. [Effets avantageux de l'invention] 20 Selon la présente invention, un coeur d'un réacteur à neutrons rapides permettant d'améliorer la sécurité par réduction de la réactivité de la combustion de manière à réduire la réactivité appliquée au coeur pour une UTOP tout en supprimant l'augmentation de la réactivité cavitaire peut être fourni. 25 Par exemple, en tant que configuration du coeur, un coeur 7 3057988 axialement hétérogène est adopté, un MA est chargé dans le combustible de couverture interne et la teneur en MA est optimisée, moyennant quoi la valeur absolue de la réactivité de la combustion est fixée à 1 $ (dollar) ou moins et la valeur 5 absolue de la réactivité de l'application peut être réduite pour une UTOP et donc, la sécurité du coeur peut être améliorée. Des objectifs, configurations et effets autres que ceux décrits ci-dessus seront clarifiés par la description de modes de réalisation suivante. 10 [Brève description des dessins] [FIG. 1] La FIG. 1 est une vue en coupe verticale d'un coeur d'un réacteur à neutrons rapides d'un premier mode de réalisation selon un mode de réalisation de la présente invention et est une vue représentant une moitié de coeur. 15 [FIG. 2] La FIG. 2 est une vue en coupe horizontale du coeur du réacteur à neutrons rapides représenté sur la FIG. 1 et est une vue représentant une moitié de coeur. [FIG. 3] La FIG. 3 est une vue structurale globale d'un système de production d' énergie électrique nucléaire à 20 réacteur à neutrons rapides comprenant un coeur d'un réacteur à neutrons rapides selon un mode de réalisation de la présente invention. [FIG. 4] La FIG. 4 est une vue représentant la relation entre la réactivité de la combustion et une teneur en MA dans 25 une couverture interne dans un coeur d'un réacteur à neutrons 8 3057988 rapides dans lequel un MA est chargé dans un combustible de couverture interne. [FIG. 5] La FIG. 5 est une vue en coupe verticale d'une variante du coeur du réacteur à neutrons rapides représenté sur 5 la FIG. 1 et est une vue représentant une moitié de coeur. [FIG. 6] La FIG. 6 est une vue en coupe verticale d'un coeur d'un réacteur à neutrons rapides d'un second mode de réalisation selon un autre mode de réalisation de la présente invention et est une vue représentant une moitié de coeur. 10 [FIG. 7] La FIG. 7 est une vue en coupe horizontale du coeur du réacteur à neutrons rapides représenté sur la FIG. 6 et est une vue représentant une moitié de coeur. [Description de modes de réalisation] La FIG. 3 est une vue structurale globale d'un système 15 de production d'énergie électrique nucléaire à réacteur à neutrons rapides comprenant un coeur d'un réacteur à neutrons rapides selon un mode de réalisation de la présente invention. Comme représenté sur la FIG. 3, un système de production d'énergie électrique nucléaire à réacteur à neutrons rapides 20 1 comprend une cuve de réacteur 2, un coeur 3 comprenant une matière fissile logée dans la cuve de réacteur 2, un échangeur de chaleur intermédiaire 5 et une pompe de circulation primaire 7a raccordés en série à partir de la cuve de réacteur 2 par l'intermédiaire d'une tuyauterie de système de 25 refroidissement primaire 4a et un générateur de vapeur 8 et 9 3057988 une pompe de circulation secondaire 7b raccordés en série à partir de l'échangeur de chaleur intermédiaire 5 par l'intermédiaire d'une tuyauterie de système de refroidissement secondaire 4b. En outre, il est également 5 constitué d'une tuyauterie de système de vapeur primaire 9a qui envoie une vapeur produite par le générateur de vapeur 8 vers une turbine haute pression lla et une turbine basse pression 11b, d'un condenseur 13 qui condense la vapeur après son passage dans la turbine haute pression lia et la turbine 10 basse pression llb pour la remettre sous forme d'eau, d'une tuyauterie de système d'eau d'alimentation et de présumé 9b qui renvoie l'eau condensée par le condenseur 13 au générateur de vapeur 8, d'un générateur électrique 12 relié aux arbres de la turbine haute pression lla et de la turbine basse pression 15 llb et d'une pompe d'apport d'eau 14 et d'un dispositif de chauffage d'eau d'alimentation 15 raccordés à la tuyauterie de système d'apport d'eau et de présumé 9b du côté aval du condenseur 13. Ensuite, dans le système de production d'énergie 20 électrique nucléaire à réacteur à neutrons rapides 1, un caloporteur de système primaire (par exemple du sodium liquide) chauffé dans le coeur 3 est amené à passer dans l'échangeur de chaleur intermédiaire 5 pour chauffer un caloporteur de système secondaire (par exemple du sodium liquide) et, en outre, le 25 caloporteur de système secondaire est amené à passer dans le 10 3057988 générateur de vapeur 8 pour produire de la vapeur dans la tuyauterie de système de vapeur principal 9a et cette vapeur est guidée vers la turbine haute pression lla et la turbine basse pression llb et de l' électricité est produite par le 5 générateur électrique 12. La vapeur utilisée dans la production d' électricité est condensée en eau par le condenseur 13 et elle est par la suite chauffée et mise sous pression par passage dans la pompe d' apport d'eau 14 et le dispositif de chauffage d' eau d' alimentation 15 et elle est ensuite apportée au 10 générateur de vapeur 8 de la même manière que dans un système de production d' énergie électrique nucléaire à réacteur à eau légère de type réacteur à eau bouillante (BWR) ou de type réacteur à eau sous pression (PWR) . Dans le coeur 3, une pluralité d' assemblages combustibles 15 de coeur et de barres de commande (décrites ci-dessous) sont chargés. La cuve de réacteur 2 dans laquelle le coeur 3 est logé est remplie du caloporteur primaire et le caloporteur primaire pénètre dans le coeur 3 à. partir d'une partie inférieure du coeur 3, monte le long des assemblages combustibles de coeur et circule 20 dans 1' échangeur de chaleur intermédiaire 5 disposé à l' extérieur de la cuve de réacteur 2 en passant par la tuyauterie de système de refroidissement primaire 4a grâce à la pompe de circulation primaire 7a. Selon cela, un réacteur à neutrons rapides de type en boucle est constitué. Même si, 25 dans cette description, un réacteur à neutrons rapides de type 11 3057988 en boucle sera décrit à titre d'exemple, la présente invention n' y est pas limitée et peut également être appliquée à un réacteur à neutrons rapides de type à coeur fermé dans lequel le coeur 3, la pompe de circulation principale primaire 7a et 5 l' échangeur de chaleur intermédiaire 5 sont logés dans une cuve de réacteur. Ci-après, le coeur du réacteur à neutrons rapides selon un mode de réalisation de la présente invention sera décrit en référence aux dessins. 10 [Premier mode de réalisation] La FIG. 1 est une vue en coupe verticale d'un coeur d'un réacteur à neutrons rapides d'un premier mode de réalisation selon un mode de réalisation de la présente invention et est une vue représentant une moitié de coeur, la FIG. 2 est une vue 15 en coupe horizontale du coeur du réacteur à neutrons rapides représenté sur la FIG. 1 et est une vue représentant une moitié de coeur et la FIG. 4 est une vue représentant la relation entre la réactivité de la combustion et une teneur en MA dans une couverture interne dans un coeur d'un réacteur à neutrons 20 rapides dans lequel un MA est chargé dans un combustible de couverture interne. Sur la FIG. 2, le coeur est verticalement symétrique et, par conséquent, seule une moitié est représentée. Le coeur 10 du réacteur à neutrons rapides dans ce mode de réalisation est 25 placé dans la cuve de réacteur 2 (FIG. 3) du réacteur à neutrons 12 3057988 rapides et une zone de combustible de coeur est constituée par une zone de combustible de coeur interne 21 et une zone de combustible de coeur externe 22 entourant la zone de combustible de coeur interne 21 dans la direction radiale. Dans la zone de 5 combustible de coeur, une pluralité d'assemblages de barres de commande 24 sont placés. En outre, le coeur 10 du réacteur à neutrons rapides comprend une zone de combustible de couverture radiale 23 de manière à entourer la zone de combustible de coeur externe 22 et une zone de réflecteur 25 et une zone d'écran 10 de protection 26 sur l'extérieur de la zone de combustible de couverture radiale 23. Dans la direction radiale du coeur 10 du réacteur à neutrons rapides, la zone de réflecteur 25 est adjacente à la zone de combustible de couverture radiale 23 tout en entourant la zone de combustible de couverture radiale 15 23 et la zone d'écran de protection 26 entoure la zone de réflecteur 25. Le coeur 10 du réacteur à neutrons rapides de ce mode de réalisation est un coeur axialement hétérogène dans lequel un combustible de couverture interne (décrit ci-dessous) est placé dans la zone de combustible de coeur 20 interne 21 constituant la zone de combustible de coeur. Comme représenté sur la FIG. 1, dans le coeur 10 du réacteur à neutrons rapides, un combustible supérieur 32 et un combustible inférieur 33 de la zone de combustible de coeur interne 21 (FIG. 2) et un combustible de coeur externe 34 de 25 la zone de combustible de coeur externe 22 (FIG. 2) sont tous 13 3057988 du combustible MOX dans lequel de l' oxyde de plutonium (PuOx) est mélangé avec de l' oxyde d'uranium (UO2) appauvri. Le combustible du combustible de couverture interne 31 est un combustible dans lequel de l' oxyde de MA (MAOx) est mélangé 5 avec de l' oxyde d'uranium (UO2) appauvri. En outre, les combustibles d'un combustible de couverture axialement supérieure 35, d'un combustible de couverture axialement inférieure 36 et d'un combustible de couverture radiale 37 sont tous de l' oxyde d'uranium (UO2) appauvri. 10 À ce propos, comme représenté sur la FIG. 1, dans la zone de combustible de coeur interne 21 (FIG. 2) , le combustible de couverture axialement inférieure 36, le combustible inférieur 33, le combustible de couverture interne 31, le combustible supérieur 32 et le combustible de couverture axialement 15 supérieure 35 sont placés séquentiellement de la partie inférieure à la partie supérieure dans la direction axiale (du côté amont au côté aval le long de la direction du flux de sodium liquide qui est le caloporteur primaire) . Par exemple, le combustible de couverture axialement inférieure 36 a une 20 hauteur (une longueur le long de la direction axiale) d'environ cm dans la direction axiale, le combustible inférieur 33 a une hauteur de 40 cm, le combustible de couverture interne 31 a une hauteur de 20 cm, le combustible supérieur 32 a une hauteur de 40 cm et le combustible de couverture axialement 25 supérieure 35 a une hauteur de 30 cm (chaque hauteur est une 14 3057988 longueur le long de la direction axiale) . Par conséquent, la hauteur totale dans la direction axiale (la longueur totale le long de la direction axiale) du combustible inférieur 33, du combustible de couverture interne 31 et du combustible 5 supérieur 32 est d' environ 100 cm. D' autre part, dans la zone de combustible de coeur externe 22 (FIG. 2) , le combustible de couverture axialement inférieure 36, le combustible de coeur externe 34 et le combustible de couverture axialement supérieure 35 sont placés séquentiellement de la partie 10 inférieure à la partie supérieure dans la direction axiale (du côté amont au côté aval le long de la direction du flux de sodium liquide qui est le caloporteur primaire) . Le combustible de coeur externe 34 a une hauteur (une longueur le long de la direction axiale) d' environ 100 cm dans la direction axiale. 15 En outre, le combustible de couverture radiale 37 de la zone de combustible de couverture radiale 23 (FIG. 2) a une hauteur (une longueur le long de la direction axiale) d' environ 160 cm dans la direction axiale. La production électrique du réacteur nucléaire est de 20 750 000 kWe, une période de fonctionnement continu est d' environ 20 mois, une réalimentation en combustible en 6 lots est adoptée et un taux de combustion moyen du combustible de coeur est d' environ 150 GWj/t. En tant que paramètre de la teneur (en % en poids) en MA contenu dans le combustible de couverture 25 interne 31 du coeur 10 de ce mode de réalisation, la teneur en 15 3057988 MA (en % en poids) de la réactivité de la combustion (dkikkr en %) a été calculée et évaluée. Dans l' évaluation, comme indiqué ci-dessous, une méthode analytique standard pour un réacteur à neutrons rapides est 5 utilisée. Par l'utilisation des ensembles de données nucléaires de 70 groupes pour des réacteurs à neutrons rapides sur la base de la dernière bibliothèque japonaise de données nucléaires, JENDL-4.0 (voir la publication NPL 2) , la section efficace de 70 groupes de neutrons par énergie a été calculée 10 par SLAROM-UF (voir la publication NPL 3) , qui est un programme pour le calcul de la section efficace d'un réacteur à neutrons rapides. Par l'utilisation de la section efficace, un calcul de phase d'équilibre est effectué dans un modèle de système de coeur RZ bidimensionnel du programme de calcul de diffusion 15 des neutrons CITATION (voir la publication NPL 4) ce qui permet de déterminer un facteur de multiplication effectif des neutrons (keff) et l' enrichissement en Pu de l' assemblage combustible de coeur interne chargé dans le combustible de coeur interne 21 et de l'assemblage combustible de coeur externe 20 chargé dans la zone de combustible de coeur externe 22 de manière à atteindre la criticité à la fin de la phase d' équilibre à un taux de combustion prédéfini par rapport à une certaine teneur en MA (en % en poids) est déterminé. À ce moment là, par l'utilisation du facteur de multiplication effectif des 25 neutrons (keff) au début de la phase d' équilibre et à la fin 3057988 de la phase d' équilibre, la réactivité de la combustion (Ak/kk' en %) est calculée. Le calcul susmentionné est répété pour plusieurs teneurs en MA et une courbe de la relation entre la réactivité de la combustion (Ak/kk' en %) et la teneur en MA 5 (en % en poids) est représentée graphiquement. À ce propos, la méthode analytique standard susmentionnée pour un réacteur à neutrons rapides a été suffisamment vérifiée dans un essai critique simulant un réacteur à neutrons rapides ou dans un réacteur à neutrons rapides réel. 10 Sur la FIG. 4, les résultats de l' évaluation sont représentés. La FIG. 4 est une vue représentant la relation entre la réactivité de la combustion et la teneur en MA dans le combustible de couverture interne dans le coeur 10 du réacteur à neutrons rapides. Sur la FIG. 4, la teneur en MA (en % en 15 poids) dans le combustible de couverture interne est représentée sur l'axe horizontal et la réactivité de la combustion (Ak/kk' en %) est représentée sur l'axe vertical et la relation entre la réactivité de la combustion et la teneur en MA dans le combustible de couverture interne est représentée. 20 Le MA est Np, Am ou Cm contenu dans un combustible usé dans un réacteur à eau légère avec un taux de combustion de combustible de 60 GWj /t. Comme représenté sur la FIG. 4, la réactivité de la combustion (Ak/kk' en %) diminue à mesure que la teneur en MA (en % en poids) dans le combustible de couverture 25 interne 31 augmente et elle diminue presque jusqu'à 0 lorsque 17 3057988 la teneur en MA augmente autour de 40 % en poids et devient une valeur négative lorsque la teneur en MA (en % en poids) augmente encore. Ici, lorsque la teneur en MA dépasse environ 40 % en poids, la réactivité de la combution (Ak/kk' en %) 5 devient une valeur négative, mais cependant, c'est parce que la réactivité à la fin de la phase d'équilibre est plus élevée que la réactivité au début de la phase d'équilibre. Lorsque la teneur en MA (en % en poids) est de 35 % en poids, la réactivité de la combustion devient de 1 $ et lorsque la teneur 10 en MA (en % en poids) est de 45 % en poids, la réactivité de la combustion devient inférieure ou égale à -1 $. Autrement dit, lorsque la teneur en MA (en % en poids ) dans le combustible de couverture interne 31 est dans la plage de 35 % en poids à 45 % en poids, la valeur absolue de la réactivité de la 15 combustion devient inférieure ou égale à 1 $ et même si un accident dans lequel un retrait par erreur d'une barre de commande et un échec d'arrêt d'urgence se superposent (UTOP : surcharge transitoire non protégée) est présumé, la puissance linéaire dans l'assemblage combustible au voisinage de 20 l'assemblage de barres de commande 24 augmente légèrement et l'intégrité du combustible est conservée. Ici, l'expression « la valeur absolue de la réactivité de la combustion est de 1 $ » signifie que le taux de neutrons retardés efficaces est d'environ 0,3 %. 25 La FIG. 5 est une vue en coupe verticale d'une variante 18 3057988 du coeur du réacteur à neutrons rapides représenté sur la FIG. 1 et est une vue représentant une moitié de coeur. Comme représenté sur la FIG. 5, un coeur 10a d'un réacteur à neutrons rapides de la variante comprend un combustible de coeur interne 5 31a situé à une longueur (une distance) prédéfinie dans une direction radiale à partir d' un zone adjacente à un combustible de couverture interne 31 d'une zone de combustible de coeur interne 21 (FIG. 2) et dans une partie axialement pratiquement centrale dans un combustible de coeur externe 34 d'une zone de 10 combustible de coeur externe 22 (FIG. 2) . Ce combustible de couverture interne 31a dans le combustible de coeur externe 34 de la zone de combustible de coeur externe 22 est un combustible dans lequel un oxyde d'actinide mineur (MA) (MAOx) est mélangé avec de l'oxyde d'uranium (UO2) appauvri de la même manière 15 que le combustible de couverture interne 31 de la zone de combustible de coeur interne 21. Par conséquent, également dans le combustible de couverture interne 31a dans le combustible de coeur externe 34 de la zone de combustible de coeur externe 22, la teneur en MA (en % en poids) est fixée de préférence 20 à 35 % en poids à 45 % en poids et la teneur en MA (en % en poids) est de façon souhaitable amenée à être la même dans le combustible de couverture interne 31 dans la zone de combustible de coeur interne 21 et dans le combustible de couverture interne 31a dans le combustible de coeur externe 34 25 de la zone de combustible de coeur externe 22. 19 3057988 Comme décrit ci-dessus, selon ce mode de réalisation, il devient possible de fournir un coeur d'un réacteur à neutrons rapides permettant d'améliorer la sécurité par réduction de la réactivité de la combustion de manière à réduire la 5 réactivité appliquée au coeur au moment d'une UTOP tout en supprimant l'augmentation de la réactivité cavitaire. Plus précisément, en tant que configuration du coeur, un coeur axialement hétérogène est adopté, un MA est ajouté au combustible de couverture interne et la teneur en MA est 10 optimisée, moyennant quoi la valeur absolue de la réactivité de la combustion est fixée à 1 $ (dollar) ou moins et la valeur absolue de la réactivité de l'application peut être réduite au moment de la présomption d'UTOP et, donc, la sécurité du coeur peut être améliorée. 15 [Second mode de réalisation] La FIG. 6 est une vue en coupe verticale d'un coeur d'un réacteur à neutrons rapides d'un second mode de réalisation selon un autre mode de réalisation de la présente invention et est une vue représentant une moitié de coeur. La FIG. 7 est 20 une vue en coupe horizontale du coeur du réacteur à neutrons rapides représenté sur la FIG. 6 et est une vue représentant une moitié de coeur. Dans le premier mode de réalisation, une configuration dans laquelle le combustible de couverture axialement supérieure 35 et le combustible de couverture 25 axialement inférieure 36 sont disposés dans la zone de 20 3057988 combustible de coeur interne 21 et la zone de combustible de coeur externe 22 comme représenté sur la FIG. 1 est adoptée. D' un autre côté, ce mode de réalisation est conçu de façon telle qu' une zone de chambre d' expansion de sodium 45 est placée dans 5 une partie axialement supérieure d' un combustible supérieur 42 et d' un combustible de coeur externe 44 sans placer le combustible de couverture axialement supérieure 35 et le combustible de couverture axialement inférieure 36, ce qui est différent du premier mode de réalisation. En outre, ce mode 10 de réalisation est conçu de façon telle qu'un module d' expansion de gaz (GEM, ci-après appelé un « GEM ») 46 est placé entre le combustible de coeur externe 44 et le combustible de couverture radiale 47, ce qui est différent du premier mode de réalisation. 15 Sur la FIG. 7, le coeur est verticalement symétrique et, par conséquent, seule une moitié est représentée. Un coeur 20 du réacteur à neutrons rapides dans ce mode de réalisation est placé dans une cuve de réacteur 2 (FIG. 3) du réacteur à neutrons rapides et une zone de combustible de coeur est constituée par 20 une zone de combustible de coeur interne 21 et une zone de combustible de coeur externe 22 entourant la zone de combustible de coeur interne 21 dans la direction radiale. Dans la zone de combustible de coeur, une pluralité d'assemblages de barres de commande 24 sont placés . En outre, dans le coeur 20 du réacteur 25 à neutrons rapides, un module d' expansion de gaz (GEM) 38 est 21 3057988 chargé de manière à entourer la zone de combustible de coeur externe 22 et le coeur 20 comprend une zone de combustible de couverture radiale 23, une zone de réflecteur 25 et une zone d'écran de protection 26 sur l'extérieur du module d'expansion 5 de gaz (GEM) 38. Dans la direction radiale du coeur 20 du réacteur à neutrons rapides, la zone de combustible de couverture radiale 23 est adjacente au module d'expansion de gaz (GEM) 38 tout en entourant le module d'expansion de gaz (GEM) 38 et la zone d'écran de protection 26 entoure la zone de réflecteur 10 25. Ici, le module d'expansion de gaz (GEM) 38 est une structure tubulaire creuse dont une extrémité est fermée et l'autre extrémité est ouverte et son aspect externe est le même que celui d'un tube hexagonal d'un assemblage combustible chargé dans la zone de combustible de coeur interne 21 et la zone de 15 combustible de coeur externe 22. Le coeur 20 du réacteur à neutrons rapides de ce mode de réalisation est un coeur axialement hétérogène dans lequel un combustible de couverture interne (décrit ci-dessous) est placé dans la zone de combustible de coeur interne 21 constituant la zone de 20 combustible de coeur. Comme représenté sur la FIG. 6, dans le coeur 20 du réacteur à neutrons rapides, un combustible supérieur 42 et un combustible inférieur 43 de la zone de combustible de coeur interne 21 (FIG. 7) et un combustible de coeur externe 44 de 25 la zone de combustible de coeur externe 22 (FIG. 7) sont tous 22 3057988 du combustible MOX dans lequel de l' oxyde de plutonium (PuOx) est mélangé avec de l'oxyde d'uranium (UO2) appauvri. Un combustible de couverture interne 41 est un combustible dans lequel de l'oxyde de MA (MAOx) en une quantité de 35 % en poids 5 est mélangé avec de l' oxyde d'uranium (UO2) appauvri. En outre, la zone de chambre d'expansion de sodium 45 est placée dans la partie axialement supérieure du combustible supérieur 42 de la zone de combustible de coeur interne 21 (FIG. 7) et du combustible de coeur externe 44 de la zone de combustible de 10 coeur externe 22 (FIG. 7) . Ici, la zone de chambre d'expansion de sodium 45 est un espace délimité par une surface de paroi interne du tube hexagonal dans une partie supérieure du combustible de coeur (le combustible supérieur 42 et le combustible de coeur externe 44) . En outre, sur l'extérieur, 15 radialement, du combustible de coeur externe 44, se trouve le module d' expansion de gaz (GEM) 46 et, en outre, sur l' extérieur, radialement, du module d'expansion de gaz (GEM) 46, se trouve le combustible de couverture radiale 47. À ce propos, lorsqu'un accident dans lequel de la perte 20 de débit de caloporteur provoquée par le déclenchement de la pompe de circulation primaire 7a (FIG. 3) en raison de la perte d'apport externe de puissance et l'échec d'arrêt d'urgence se superposent (ULOF : accident de perte de débit non protégée, ci-après appelé « ULOF ») est présumé, même si la réactivité 25 cavitaire est accrue, l'augmentation de la puissance linéaire 23 3057988 de l' assemblage combustible au voisinage de l' assemblage de barres de combustible 24 est supprimée par le logement d'un espace vide généré dans la zone de chambre d'expansion de sodium 45 située dans la partie supérieure du combustible de coeur (le 5 combustible supérieur 42 et le combustible de coeur externe 44), et également par le combustible de couverture interne 41. Par conséquent, même si une configuration dans laquelle le module d'expansion de gaz (GEM) 46 est placé de manière à être adjacent à l' assemblage combustible chargé dans la circonférence la plus 10 à l' extérieur de la zone de combustible de coeur externe 22 (FIG. 7) n' est pas toujours incluse, 1' effet opérationnel susmentionné qui ne peut pas se manifester dans le premier mode de réalisation peut se manifester par l' inclusion de la zone de chambre d' expansion de sodium 45. 15 Comme représenté sur la FIG. 6, dans la zone de combustible de coeur interne 21 (FIG. 7) , le combustible inférieur 43, le combustible de couverture interne 41, le combustible supérieur 42 et la zone de chambre d' expansion de sodium 45 sont placés séquentiellement de la partie inférieure 20 à la partie supérieure dans la direction axiale (du côté amont au côté aval le long de la direction du flux de sodium liquide qui est le caloporteur primaire) . Par exemple, le combustible inférieur 43 a une hauteur (une longueur le long de la direction axiale) d' environ 35 cm dans la direction axiale, le 25 combustible de couverture interne 41 a une hauteur de 20 cm, 24 3057988 le combustible supérieur 42 a une hauteur de 45 cm et la zone de chambre d' expansion de sodium 45 a une hauteur de 40 cm (chaque hauteur est une longueur le long de la direction axiale) . Par conséquent, la hauteur totale dans la direction axiale (la 5 longueur totale le long de la direction axiale) du combustible inférieur 43, du combustible de couverture interne 41 et du combustible supérieur 42 est d'environ 100 cm. D' autre part, dans la zone de combustible de coeur externe 22 (FIG. 7) , le combustible de coeur externe 44 et la zone de chambre d'expansion 10 de sodium 45 sont placés séquentiellement de la partie inférieure à la partie supérieure dans la direction axiale (du côté amont au côté aval le long de la direction du flux de sodium liquide qui est le caloporteur primaire) . Le combustible de coeur externe 44 a une hauteur (une longueur le long de la 15 direction axiale) d'environ 100 cm dans la direction axiale. En outre, la zone de chambre d' expansion de sodium 45 a une hauteur (une longueur le long de la direction axiale) d' environ 40 cm dans la direction axiale. Dans le coeur 20 du réacteur à neutrons rapides dans ce 20 mode de réalisation, comme décrit ci-dessus, dans le coeur du premier mode de réalisation, le combustible de couverture axiale (le combustible de couverture axialement supérieure 35 et le combustible de couverture axialement inférieure 36) est éliminé et, à la place, la zone de chambre d' expansion de sodium 25 45 est disposée dans la partie supérieure du combustible de 25 3057988 coeur et, de plus, une configuration dans laquelle le module d' expansion de gaz (GEM) 46 est disposé sur la circonférence externe de la zone de combustible de coeur composée de la zone de combustible de coeur interne 21 et de la zone de combustible 5 de coeur externe 22, c'est-à-dire de manière à être adjacent à l' assemblage combustible, et à entourer celui-ci, chargé dans la circonférence la plus à l' extérieur parmi les assemblages combustibles chargés dans la zone de combustible de coeur externe 22 est adoptée. 10 Dans le coeur 20 du réacteur à neutrons rapides de ce mode de réalisation, de la même manière que dans le premier mode de réalisation, l' intégrité du combustible de coeur au moment d' une UTOP est garantie et de plus la réactivité cavitaire est d' environ 2 $ à 3 $, ce qui est bien inférieur à celle d' un 15 réacteur à neutrons rapides ayant la même échelle de production. En outre, lorsqu'un accident dans lequel de la perte de débit de caloporteur de système primaire (par exemple du sodium liquide) provoquée par le déclenchement de la pompe de circulation primaire 7a en raison de la perte d' apport externe 20 de puissance ou similaire et un échec d' arrêt d' urgence se superposent (ULOF) est présumé, à cause de la diminution du débit de caloporteur de système primaire (par exemple du sodium liquide) dans l'assemblage combustible chargé dans la zone de combustible de coeur interne 21 et la zone de combustible de 25 coeur externe 22, le rapport puissance sur débit (P/F) de 26 3057988 l' assemblage combustible sera inadapté et la température maximale du caloporteur de système primaire (par exemple du sodium liquide) est augmentée. Cependant, selon la configuration du coeur 20 du réacteur à neutrons rapides de ce 5 mode de réalisation, l' ampleur de la fuite de neutrons de l' assemblage combustible chargé dans la zone de combustible de coeur interne 21 et la zone de combustible de coeur externe 22 vers la zone de chambre d' expansion de sodium 45 et le module d' expansion de gaz (GEM) 46 est grande et, par application d' une 10 réactivité négative, l' ébullition du caloporteur de système primaire (par exemple du sodium liquide) peut être évitée et de plus l' augmentation de puissance thermique du coeur peut être supprimée et, donc, l' intégrité du combustible de coeur est conservée. 15 À ce propos, une pluralité d' assemblages combustibles sont placés dans la direction circonférentielle de manière à être adjacents au module d'expansion de gaz (GEM) 46 et l' enrichissement en plutonium (enrichissement en Pu) du combustible MOX de l' assemblage combustible chargé dans la 20 circonférence la plus à l' extérieur de la zone de combustible de coeur externe 22 peut être fixé pour être le plus élevé. Autrement dit, les enrichissements en plutonium (enrichissements en Pu) des combustibles MOX des assemblages combustibles chargés dans la zone de combustible de coeur 25 externe 22 et des assemblages combustibles chargés dans la zone 27 3057988 de combustible de coeur interne 21 à l' exception de l' assemblage combustible chargé dans la circonférence la plus à l' extérieur de la zone de combustible de coeur externe 22 (l' assemblage combustible circonférentiel le plus à l' extérieur) sont 5 identiques et 1' enrichissement en plutonium (enrichissement en Pu) du combustible MOX de l'assemblage combustible circonférentiel le plus à l'extérieur est plus élevé que l' enrichissement en plutonium (enrichissement en Pu) des combustibles MOX des assemblages combustibles chargés dans la 10 zone de combustible de coeur externe 22 et des assemblages combustibles chargés dans la zone de combustible de coeur interne 21. Comme décrit ci-dessus, selon ce mode de réalisation, en plus de 1' effet au moment de la présomption d' UTOP du premier 15 mode de réalisation, par 1' adoption de la configuration dans laquelle la zone de chambre d' expansion de sodium 45 est placée, lorsqu'un accident dans lequel de la perte de débit de caloporteur provoquée par le déclenchement de la pompe de circulation primaire 7a (FIG. 3) en raison de la perte d' apport 20 externe de puissance ou similaire et un échec d' arrêt d'urgence se superposent (ULOF) est présumé, étant donné que la configuration dans laquelle la zone de chambre d' expansion de sodium 45 et le module d' expansion de gaz (GEM) 46 sont placés dans le coeur du réacteur à neutrons rapides est adoptée, 25 l' ampleur de la fuite de neutrons de l' assemblage combustible 28 3057988 chargé dans la zone de combustible de coeur interne 21 et la zone de combustible de coeur externe 22 vers la zone de chambre d'expansion de sodium 45 et le module d' expansion de gaz (GEM) 46 est grande et, par application d' une réactivité négative, 5 l' ébullition du caloporteur de système primaire (par exemple du sodium liquide) peut être évitée et de plus l'augmentation de puissance thermique du coeur peut être supprimée et, donc, l' intégrité du combustible de coeur peut être conservée. À ce propos, dans le premier mode de réalisation et le 10 second mode de réalisation susmentionnés, un cas où un combustible oxyde mixte (MOX) dans lequel de l' oxyde de plutonium (PuOx) est mélangé avec de l' oxyde d'uranium (UO2) appauvri est utilisé en tant que combustible du coeur est décrit à titre d'exemple, mais cependant, l' invention n'y est pas 15 limitée. Par exemple, un combustible métallique ou un combustible nitrure peuvent être utilisés et, en outre, une configuration dans laquelle également en tant que caloporteur (caloporteur primaire) , un métal lourd liquide tel que du plomb ou du plomb-bismuth est utilisé à la place du sodium peut être 20 adoptée. Il convient de noter que la présente invention n' est pas limitée aux modes de réalisation susmentionnés et que diverses variantes sont incluses dans la présente invention. Par exemple, les modes de réalisation susmentionnés sont expliqués en détail 25 afin d'expliquer clairement la présente invention et les modes 29 3057988 de réalisation ne sont pas toujours limités aux modes de réalisation incluant la totalité des configurations décrites. Une partie de la configuration d' un certain mode de réalisation peut être remplacée par la configuration d' un autre mode de 5 réalisation. En outre, la configuration d' un autre mode de réalisation peut également être ajoutée à la configuration d' un certain mode de réalisation. [Liste de numéros de référence] 1 : système de production d' énergie électrique nucléaire à 10 réacteur à neutrons rapides 2 : cuve de réacteur 3 : coeur 4a : tuyauterie de système de refroidissement primaire 4b : tuyauterie de système de refroidissement secondaire 15 5 : échangeur de chaleur intermédiaire 7a : pompe de circulation primaire 7b : pompe de circulation secondaire 8 : générateur de vapeur 9a : tuyauterie de système de vapeur primaire 20 9b : tuyauterie de système d' eau d' alimentation et de condensation 10, 10a, 20 : coeur lla : turbine haute pression lib : turbine basse pression 25 12 : générateur électrique 30 3057988 13 : condenseur 14 : pompe à eau d'alimentation 15 : dispositif de chauffage d'eau d'alimentation 21 : zone de combustible de coeur interne 5 22 : zone de combustible de coeur externe 23 : zone de combustible de couverture radiale 24 : assemblage de barres de commande 25 : zone de réflecteur 26 : zone d'écran de protection 10 31, 31a : combustible de couverture interne 32 : combustible supérieur 33 : combustible inférieur 34 : combustible de coeur externe : combustible de couverture axialement supérieure 15 36 : combustible de couverture axialement inférieure 37 : combustible de couverture radiale 38 : module d'expansion de gaz (GEM) 41 : combustible de couverture interne 42 : combustible supérieur 20 43 : combustible inférieur 44 : combustible de coeur externe 45 : zone de chambre d'expansion de sodium 46 : module d'expansion de gaz (GEM) 47 : combustible de couverture radiale REVENDICATIONS1. Coeur d'un réacteur à neutrons rapides, caractérisé en ce que le coeur comprend une zone de combustible de coeur interne et une zone de combustible de coeur externe entourant la zone de combustible de coeur interne dans la direction radiale du coeur et un assemblage combustible dans lequel du combustible MOX est logé dans un tube hexagonal est chargé dans la zone de combustible de coeur interne et la zone de combustible de coeur externe et au moins l'assemblage combustible chargé dans la zone de combustible de coeur interne inclut un combustible de couverture interne comprenant de l'oxyde d'uranium appauvri contenant un actinide mineur en tant que combustible dans une partie axialement pratiquement centrale. [Revendication 2] Coeur d'un réacteur à neutrons rapides selon la revendication 1, caractérisé en ce que dans le combustible de 20 couverture interne, la teneur en actinide mineur est de 35 % en poids à 45 % en poids. [Revendication 3] Coeur d'un réacteur à neutrons rapides selon la revendication 2, caractérisé en ce que l'assemblage 25 combustible chargé dans la zone de combustible de coeur interne 32 3057988 comprend un combustible supérieur comprenant du combustible MOX et un combustible de couverture axialement supérieure comprenant de 1' oxyde d' uranium appauvri en tant que combustible sur le côté supérieur du combustible de couverture 5 interne et un combustible inférieur comprenant du combustible MOX et un combustible de couverture axialement inférieure comprenant de 1' oxyde d' uranium appauvri en tant que combustible sur le côté inférieur du combustible de couverture interne. 10 [Revendication 4] Coeur d' un réacteur à neutrons rapides selon la revendication 3, caractérisé en ce que le combustible MOX est un combustible dans lequel de l'oxyde de plutonium est mélangé avec de l'oxyde d'uranium appauvri et les enrichissements en 15 plutonium du combustible supérieur et du combustible inférieur de l' assemblage combustible chargé dans la zone de combustible de coeur interne et du combustible MOX de l' assemblage combustible chargé dans la zone de combustible de coeur externe sont identiques. [Revendication 5] Coeur d' un réacteur à neutrons rapides selon la revendication 1, caractérisé en ce que l' assemblage combustible chargé dans la zone de combustible de coeur interne et la zone de combustible de coeur externe comprend une zone 25 de chambre d' expansion de sodium délimitée par une surface de 33 3057988 paroi interne du tube hexagonal dans une partie axialement supérieure du combustible MOX. [Revendication 6] Coeur d' un réacteur à neutrons rapides selon la 5 revendication 5, caractérisé en ce qu'une zone de couverture radiale placée de manière à entourer la zone de combustible de coeur externe est incluse et, entre la zone de couverture radiale et la zone de combustible de coeur externe, se trouve un module d'expansion de gaz qui est une structure tubulaire 10 creuse dont une extrémité est fermée et l'autre extrémité est ouverte. [Revendication 7] Coeur d' un réacteur à neutrons rapides selon la revendication 6, caractérisé en ce qu'une pluralité de modules 15 d' expansion de gaz sont placés dans la direction circonférentielle de manière à être adjacents à l'assemblage combustible chargé dans la circonférence la plus à l' extérieur de la zone de combustible de coeur externe. [Revendication 8] 20 Coeur d' un réacteur à neutrons rapides selon la revendication 7, caractérisé en ce que le combustible MOX est un combustible dans lequel de l' oxyde de plutonium est mélangé avec 1' oxyde d'uranium appauvri et les enrichissements en plutonium du combustible supérieur et du combustible inférieur de l'assemblage combustible chargé dans la zone de combustible 34 3057988 de coeur interne et du combustible MOX de l'assemblage combustible chargé dans la zone de combustible de coeur externe sont identiques. [Revendication 9] 5 Coeur d'un réacteur à neutrons rapides selon la revendication 7, caractérisé en ce qu'une pluralité d'assemblages combustibles sont placés dans la direction circonférentielle de manière à être adjacents au module d'expansion de gaz et l'enrichissement en plutonium du 10 combustible MOX de l'assemblage combustible chargé dans la circonférence la plus à l'extérieur de la zone de combustible de coeur externe est le plus élevé. 35